автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 при аварии с малой течью теплоносителя

На правах рукописи

Дремин Георгий Иванович

ИССЛЕДОВАНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ В ПЕРВОМ КОНТУРЕ РУ С ВВЭР-1000 ПРИ АВАРИИ С МАЛОЙ ТЕЧЬЮ

ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва - 2004

Работа выполнена на кафедре Атомных электрических станций Московского энергетического института (Технического университета)

Научный руководитель: кандидат технических наук, доцент

Кузнецов Василий Дмитриевич

Официальные оппоненты:

доктор технических наук Кабанов Леонид Павлович, кандидат технических наук Хрипачев Юрий Борисович

Ведущая организация: ГНЦ РФ «Физико-энергетический институт»

имени академика А.И. Лейпунского (ФЭИ)

Защита состоится « » 00 - " та, в часов, на заседании

диссертационного совета Д 212.157.07 при Московском энергетическом институте (Техническом Университете) по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14, Малый актовый зал

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ (ТУ)

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д. 14, Ученый совет МЭИ (ТУ)

Автореферат разослан « ^у> > ^ 200- г.

Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.157.07

к.т.н., профессор , ^ ЛавыгинВ.М.

г? 4

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Проблема естественной циркуляции оказывается в центре внимания при рассмотрении широкого круга вопросов, касающихся безопасности как действующих, так и проектируемых реакторных установок. Актуальность задачи, решаемой в диссертационной работе, обусловлена тем, что безопасность реакторных установок с ВВЭР напрямую зависит от способности естественной циркуляции отводить остаточные тепловыделения от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Для обоснования безопасности действующих энергоблоков с реакторами ВВЭР и разработки новых проектов АЭС с повышенным уровнем безопасности в настоящее время используются российские теплогидравлические расчетные коды, такие как ТРАП, КОРСАР, БАГИРА. Явления однофазной и двухфазной естественной циркуляции включены в матрицы верификации этих расчетных кодов в качестве явлений, серьезно влияющих на безопасность реакторных установок с ВВЭР. Поэтому для успешной верификации расчетных кодов необходимы экспериментальные данные, полученные на интегральных стендах и воспроизводящие естественную циркуляцию, в том числе в условиях, когда значительная часть теплоносителя теряется из первого контура РУ.

Диссертационная работа основана на анализе трех экспериментов, выполненных на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, который является крупномасштабной структурно-подобной моделью реакторной установки ВВЭР-1000. Стенд предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых как для верификации расчетных теплогидравлических кодов, так и для анализа безопасности реакторной установки ВВЭР-1000. В этой связи обоснование достоверности моделирования на стенде естественной циркуляции, то есть одного из ключевых явлений, обеспечивающего безопасность энергоустановки, является актуальной задачей.

Безопасность реакторной установки напрямую зависит от способности естественной циркуляции отводить остаточные тепловыделения от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Характер изменения расхода теплоносителя в условиях ЕЦ через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре отражает внутренне присущую способность реакторной установки к пассивному расхолаживанию. Для разработки новых проектов энергоблоков с реакторами ВВЭР повышенной мощности и качественно более высоким уровнем безопасности необходимы экспериментально обоснованные данные об эффективности естественной циркуляции в аварийных ситуациях, при которых значительная часть теплоносителя теряется из первого контура.

Для обоснования безопасности РУ с ВВЭР важным является вопрос о надежности ЕЦ при аварии с течью из первого во второй контур. При такой аварии давление в объединенной системе двух контуров достаточно быстро выравнивается, оставаясь на опасно высоком уровне, а действие основного движущего механизма ЕЦ - стока во второй контур практически

прекращается. В этой связи достаток ю ак^^^у^^фМУфг исследование

СП О»

механизмов, способствующих поддержанию ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Целью работы является исследование эффективности естественной циркуляции при уменьшении количества теплоносителя в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 в режиме аварии с малой течью. Под эффективностью естественной циркуляции понимается ее способность отводить остаточные тепловыделения от активной зоны, предотвращая повышение температуры твэл в остановленном реакторе. Термин «малая течь» обозначает такой размер течи, при которой давление в первом контуре РУ не опускается ниже давления во втором контуре.

Задачи, решаемые в диссертационной работе:

а) обоснование адекватности и достоверности моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР естественной циркуляции в реакторе-прототипе;

б) экспериментальное определение характера изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре реакторной установки в режиме малой течи;

в) исследование режима испарения-конденсации, обеспечивающего отвод остаточных тепловыделений от топливных сборок на поздней стадии аварии с малой течью;

г) исследование эффективности ЕЦ в первом контуре реакторной установки в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Научная новизна. Впервые на интегральной установке большого масштаба, моделирующей ВВЭР-1000, определен характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре в режиме малой течи.

Впервые определены границы существования основных режимов теплоотвода от активной зоны по отношению к массе теплоносителя, остающегося в первом контуре, а именно: переход от однофазной к двухфазной ЕЦ и переход к режиму испарения-конденсации.

Впервые экспериментально определено минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение топливных сборок при аварии с малой течью.

Впервые экспериментально установлено, что на поздней стадии аварии с малой течью часть конденсата из трубок ПГ стекает в холодные трубопроводы.

Установлено, что при аварии с течью из первого контура во второй подача воды из одного канала активной части САОЗ способствует поддержанию устойчивого расхода через активную зону и является необходимым условием для длительного отвода тепла от реактора в режиме ЕЦ.

Достоверность основных научных положений и выводов работы обеспечивается воспроизводимостью результатов экспериментов, использованием 'tía'' Крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР

обоснованных методик исследования и метрологически аттестованных приборов.

Практическая ценность. Доказана достоверность моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР естественной циркуляции, чем практически подтверждена правильность концепции моделирования, реализованной в конструкции стенда.

Определены характеристики, практически важные для безопасности реактора-прототипа, а именно: зависимость расхода ЕЦ от массы теплоносителя в первом контуре, границы существования трех режимов теплоотвода от активной зоны и минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение активной зоны при аварии с малой течью.

Экспериментально установлен факт стока конденсата из трубок ПГ в нижнюю камеру реактора, что практически важно для понимания процессов, протекающих на поздней стадии аварии с малой течью.

Экспериментально подтверждена высокая степень безопасности реактора-прототипа, а также эффективность теплоотвода остаточных тепловыделений в режиме ЕЦ при протекании запроектной аварии, вызванной течью из первого контура во второй, сопровождаемой полным обесточиванием энергоблока. Установлено, что при такой аварии подача воды из одного канала активной части САОЗ способствует поддержанию устойчивого расхода через активную зону и является необходимым условием для длительного отвода тепла от реактора в режиме ЕЦ.

Получены экспериментальные данные, которые используются в ведущих организациях отрасли: ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП «НИТИ», ИПБ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «Атомэнергопроект», ФГУП «ВНИИАЭС». Полученные данные используются для верификации как российских теплогидравлических кодов ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, так и западных кодов ATHLET, CATHARE, RELAP.

Личный вклад автора:

Автор в качестве ответственного исполнителя принимал непосредственное участие в проектировании отдельных элементов и систем стенда ПСБ-ВВЭР, на котором были получены экспериментальные данные, положенные в основу диссертационной работы. Автор участвовал на всех этапах выполнения экспериментальной программы стенда: в разработке сценариев экспериментальных исследований, в выполнении экспериментов и в подготовке отчетов. Анализ полученных экспериментальных данных и формулирование окончательных выводов были выполнены непосредственно автором.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и обсуждались на Международной конференции ЮАРР'ОЗ (Кордоба, Испания, 2003) и 1САРР'04 (Питтсбург, США, 2004); на 2-й и 3-й Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001 и 2003); на Международной конференции по ядерной

технологии (Берлин, Германия, 2003); на Международной конференции по ядерной технологии (Дюссельдорф, Германия, 2004).

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, выводов, библиографического списка и приложения. Работа изложена на 151 странице, содержит 66 иллюстраций и 35 таблиц. Библиографический список содержит 101 источник.

Во введении обоснована актуальность выбранной темы, определены объект, предмет и задачи исследования, а также обозначены примененные методы исследования. Здесь же изложены основные положения, выносимые на защиту, и подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе сделан обзор основных работ, посвященных исследованиям естественной циркуляции в реакторах с водой под давлением. Исследования ЕЦ в реакторах с водой под давлением в последнее время проводились по нескольким наиболее важным направлениям:

- исследование эффективности естественной циркуляции в пассивных системах безопасности нового поколения;

- исследование эффективности ЕЦ при наличии в первом контуре РУ неконденсирующихся газов;

- исследование проблемы возобновления ЕЦ после накопления в определенных зонах первого контура конденсата с низким содержанием бора:

- исследование возможности эксплуатации РУ на энергетических уровнях мощности в режиме естественной циркуляции;

- исследование эффективности ЕЦ в зависимости от количества теплоносителя, остающегося в первом контуре;

- исследование эффективности ЕЦ при возникновении течи из первого контура во второй.

На основании анализа отечественных и зарубежных публикаций сформулированы задачи для решения в данной диссертационной работе.

В первой главе приведен обзор существующих теоретических моделей, описывающих естественную циркуляцию в замкнутом контуре реакторной установки. Уравнение количества движения жидкости после интегрирования вдоль замкнутого контура циркуляции записывается в следующем виде:

Решив это уравнение совместно с уравнением сохранения энергии для стационарного состояния, можно получить выражения для расхода однофазной ЕЦ и перепада температур на нагревателе:

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

(1)

М'Ро'ЕСо,

А Т нагр Г ^ 5 Г у.1^ )

2/&Дгс2Р1рА1

В работе показано, что нивелирные напоры в участках контура циркуляции с подъемным и опускным движением, как для однофазного, так и для двухфазного потока могут быть выражены следующим образом:

В

А?поЛ,„„ |(ег ёЛ-р^М-Ж (4)

л

л

А= % ¡(¿¡-¿,) Р1т(*)<& (5)

г

Движущий напор естественной циркуляции можно представить как разность между нивелирными напорами в опускном и подъемном участках:

АРжижРЦ = АРо^Ш, - АР

поСымн (6)

Установившаяся естественная циркуляция однофазного и двухфазного потока характеризуется такой скоростью теплоносителя, при которой гидравлические потери давления, связанные с местными сопротивлениями и трением, просуммированные по контуру циркуляции, равны движущему напору ЕЦ:

ЛР&ажРЦ - АР

потери (7)

В диссертационной работе проанализированы условия подобия естественной циркуляции в модели и прототипе. Согласно теории моделирования, для того, чтобы физические явления, реализующиеся при естественной циркуляции в модели и прототипе, были подобны, необходимо выполнение следующих требований:

- эти явления математически должны описываться одним и тем же набором дифференциальных уравнений;

- условия однозначности, которые вместе с дифференциальными уравнениями однозначно определяют эти явления в модели, должны тождественно совпадать с такими же условиями в прототипе;

- определяющие безразмерные параметры, входящие в дифференциальные уравнения и в граничные условия в модели и прототипе, должны быть численно равны.

Для обоснования достоверности моделирования естественной циркуляции на сгенде ПСБ-ВВЭР в работе были использованы безразмерные критерии подобия, предложенные М. ЬЫ5 и I. Кагаока (см. таблицу 1). В отдельную группу выделены масштабные критерии подобия, зависящие только от геометрических размеров модели и прототипа. В этих выражениях нижний индекс Я обозначает отношение величины, характеризующей модель, к соответствующей величине прототипа. Во вторую группу критериев подобия

входят безразмерные комплексы, которые характеризуют процессы теплообмена и гидравлики, реализующиеся в модели и прототипе в режиме естественной циркуляции

Таблица 1. Критерии подобия ЕЦ в модели и прототипе

Масштабные критерии подобия Критерии подобия ЕЦ

Соотношение длин и высот ff) \IOJR Число Ричардсона R _ gßA Тolo ul

Соотношение проходных сечений [-] V А D J s Число Стантона Ä = i \J>c.pmdh)i

1 Соотношение '( А ^ площадей сечения | —— 1 = 1 тепловых структур | ^ ^ ' ' " Число, характеризующее теплообмен в тепловой структуре

Соотношение | коэффициентов » _ Ц, гидравлически о ' 4« - „„Ро,шяп_ сопротивления ' ^ Число Био V X. J,

_ - Число, характеризующее источник тепла Р.СрмЫо

Вторая глава посвящена обоснованию достоверности моделирования однофазной естественной циркуляции на стенде ПСБ-ВВЭР (см. рис.1). Конструкция стенда отвечает следующим требованиям объемно-мощностного моделирования:

- высотные отметки основных элементов оборудования стенда равны соответствующим отметкам прототипа;

- отношение объемов контура циркуляции и отдельных его элементов модели и прототипа, а также отношение мощности стенда и реального объекта равны выбранному масштабу установки;

- гидравлические сопротивления контура циркуляции стенда и отдельных его элементов близки гидравлическим сопротивлениям реального объекта.

Наибольшее значение для адекватного воспроизведения естественной циркуляции имеет то, как смоделированы такие элементы циркуляционного контура, как активная зона и парогенератор. Модель активной зоны стенда воспроизводит в реальном масштабе центральную часть TBC реактора ВВЭР-1000. Длина сборки с имитаторами твэл, в том числе и ее обогреваемой части, диаметр имитаторов твэл, шаг их расположения в треугольной решетке соответствуют прототипу. По такому же принципу смоделирован горизонтальный i еплообменный пучок парогенератора стенда.

Здесь сохранена высота трубного пучка парогенератора ПГВ-1000 и натурные размеры теплообменных труб. Проходное сечение, объем теплоносителя в трубчатке и общая поверхность теплообмена соответствуют прототипу с сохранением масштаба, близкого к 1:300.

М01С к реактора

Мщель активной

юны

Рис.1. Циркуляционные петли РУ ВВЭР-1000 и стенда ПСБ-ВВЭР

В работе произведен обстоятельный анализ условий геометрического и гидравлического подобия модели и прототипа. В таблицах 2-4 приведены некоторые результаты этого анализа, показывающие, в какой мере модель АЗ и модель парогенератора стенда ПСБ-ВВЭР соответствуют масштабным критериям подобия.

Таблица 2. Отношение высоты АЗ и длины трубок ПГ в модели и прототипе

Элемент Высота -Ъ,, м ЬА, ФАГ^АГ"0™"

ВВЭР-1000 ПСБ-ВВЭР | ВВЭР-1000 1 ПСБ-ВВЭР 1

АЗ 3.55 ; 3.55 1.00 1 00 1.00

Длина трубок -1,, м 1,/10 (1Ло)И0ДМЬ/(1,/1о)лрототип

ПГ 11.1 | 10.66 3.13 I 3.0 0.96

'1аблица 3. Площади проходного сечения АЗ и ПГ в модели и прототипе

Элемент А„ м2 А,/А0 | (А,/А0)мол/(А|/А0)прототип

ВВЭР- | ПСБ-1000 | ВВЭР ВВЭР-1000 ПСБ-ВВЭР

АЗ 4.17 [ 0.014 1.00 1.00 1 00

ПГ 1.46 0.0045 0.35 0 32 | 0 91

Критерий (А8,/А,)я=1 налагает требование на соотношение между площадью сечения, занятого тепловой структурой и площадью проходного сечения. В активной зоне это - отношение площади сечения, занятого твэлами, к площади проходного сечения АЗ. В парогенераторе это -отношение площади сечения занятого металлом теплообменных трубок к суммарной площади проходного сечения трубчатки ПГ.

Таблица 4. Площадь сечения тепловых структур в модели и прото1иие

1 А51 А*,/А, (Ла1/А,)УОДСЛЬ/(А5,/А1)прот

1 1 1 ВВЭР-1000 ПСБ-ВВЭР ВВЭР-1000 ПСБ-ВВЭР

АЗ | 0.0202 0011 0 79 0.82 1 04

ПГ | 0 75 0 0045 0.51 0.52 1.02

Условие ;,^(г;1)молелЖ)прототил=1 предполагает равенство коэффициентов гидравлического сопротивления соответствующих участков контура в модели и в прототипе. В режиме принудительной циркуляции гидравлическое сопротивление контура циркуляции модели на 43% превышает аналогичное сопротивление контура в прототипе. Однако, как показано в работе, в режиме ЕЦ отличие гидравлических сопротивлений контура циркуляции в модели и прототипе становится незначительным.

Конструкция стенда полностью отвечает масштабным критериям подобия, приведенным в таблиие 1, и следовательно, задает граничные условия, пригодные для воспроизведения естественной циркуляции в реакторе-прототипе.

Теоретическое обоснование подобия ЕЦ в модели и натурном объекте в работе было дополнено прямым сравнением данных реальной энергоустановки с экспериментальными данными, полученными на стенде. В качестве образцовых были использованы результаты тестовых испытаний, полученные в ходе ввода в эксплуатацию VI блока АЭС «Козлодуй» в Болгарии. Эксперимент на блоке с РУ ВВЭР-1000 заключался в одновременном отключении четырех ГЦН с последующим их выбегом и переходе к режиму ЕЦ. Уровень мощности реактора составлял при этом 5 % ее номинального значения.

Тождественность начальных условий в модели и прототипе является необходимым условием подобия процесса в целом. В таблице 5 представлены основные параметры стенда ПСБ-ВВЭР и РУ ВВЭР-1000, характеризующие стационарное состояние с вынужденной циркуляцией теплоносителя.

Таблица 5. Параметры стенда и РУ ВВЭР-1 ООО в начале эксперимента.

Измеряемые параметры ПСБ-ВВЭР ВВЭР-1000

Мощность модели АЗ/мощность в АЗ, МВт 0.500 151

Давление в первом контуре, МПа 15.5 155

Давление в парогенераторах, МПа 6.5 63

Температура теплоносителя при входе в АЗ, °С 282 282

Температура теплоносителя на выходе из АЗ, °С 284 284

Температура теплоносителя при входе в ПГ, °С 283 284

Температура теплоносителя на выходе из ПГ, °С 282 282

Изменения температуры и скорости теплоносителя в модели АЗ и в активной зоне прототипа во время переходного режима представлены на рисунке 2.

и

(а) (б)

Рис.2. Температура (а) и скорость теплоносителя (б) в модели АЗ и в активной зоне прототипа

Из рисунка видно, что изменение температуры и скорости теплоносителя в модели реактора были качественно подобны изменениям, зарегистрированным в реакторной установке. Более того, в режиме установившейся ЕЦ скорость теплоносителя в модели реактора отличалась от скорости в активной зоне прототипа не более, чем на 3%, а температура теплоносителя на выходе из модели реактора отличалась от температуры на выходе из активной зоны прототипа не более, чем на 1.5 °С. В таблице 6 приведены значения скорости потока и времени транспорта теплоносителя при установившейся естественной циркуляции в различных участках циркуляционного контура стенда и реактора-прототипа.

Таблица 6. Скорость потока и время транспорта теплоносителя в режиме ЕЦ

Элемент Скорость, м/с Время транспорта, с

ПСБ-ВВЭР ВВЭР-1000 ПСБ-ВВЭР ВВЭР-1000

АЗ 04 0.4 9.0 93

ВКС 0.3 0.3 11.2 11 1

ГТ 03 0.7 16.0 164

ПГ 0.3 0.27 34.9 40.9

ГЗ 0.31 0.7 41.4 23 6

ХТ 031 0.7 11.7 21.7

ОУ 0 50 0.48 18.8 21.

Время транспорта по контуру, с 143 145

В таблице 7 приведены отношения критериев подобия, характеризующих теплообмен и гидравлику в модели и в прототипе при установившейся ЕЦ.

Таблица 7. Отношение критериев подобия в режиме ЕЦ.

Критерий подобия АЗ ПГ

модель/прототип | модель/прототип

Число Ричардсона (Л) 0 95 -

Число Стантона (вг) 1 06 0.94

Число, характеризующее теплообмен в тепловой структуре (Т) 0.63 0 85

Число Био (В:) 1 42 1 10

Число, характеризующее источник тепла (<3) 0 88 -

Сравнение экспериментальных данных, полученных на модели с данными реактора-прототипа, дополненное анализом безразмерных критериев подобия свидетельствует о достоверности физического моделирования на стенде режимов с принудительной и однофазной естественной циркуляцией.

Движущий напор естественной циркуляции в стенде ПСБ-ВВЭР достаточно точно воспроизводит движущий напор ЕЦ в реакторе-прототипе также и при двухфазном течении. Действительно, плотность пароводяной смеси, которая входит в выражение для нивелирного напора, зависит от истинного объемного паросодержания, поэтому вопрос равенства движущего напора ЕЦ сводится к тому, насколько близкими оказываются распределения паросодержания по высоте в модели и в прототипе.

Для всех режимов, анализируемых в работе, течение пароводяной смеси в вертикальных участках стенда удовлетворяет критерию Бонда, таким образом, скорость всплытия одиночного пузыря в модели и прототипе совпадают. Кроме того, распределение паросодержания по высоте вертикальных участков контура в модели и прототипе подобны, т.к. приведенные скорости воды и пара в этих участках близки. В работе показано, что в режиме ЕЦ скорость двухфазного потока на стенде ПСБ-ВВЭР воспроизводит соответствующую скорость в прототипе с точностью 10-15%.

Третья глава посвящена экспериментальному определению характера изменения расхода ЕЦ при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре РУ в режиме аварии с малой течью. Характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре отражает внутреннюю способность, присущую реакторной установке к пассивному расхолаживанию без вмешательства внешних систем и поэтому является важной характеристикой ее безопасности.

Для получения этой характеристики на стенде ПСБ-ВВЭР был выполнен эксперимент с пошаговым дренированием теплоносителя из первого контура. Эксперимент начинался из состояния с однофазной ЕЦ и посредством поэтапного уменьшения массы теплоносителя в первом контуре продолжался до того момента, когда сборка с имитаторами твэл начала разогреваться. В эксперименте было получено 15 стационарных состояний при разной массе теплоносителя в первом контуре. Мощность на сборке имитаторов твэл поддерживалась на уровне остаточных тепловыделений. Период времени, в течение которого производился один слив теплоносителя, был гораздо короче, чем тот, который выдерживался между двумя последовательными сливами. Посредством этого достигалась стабилизация теплогидравлических параметров в установке в результате чего все режимы теплоотвода от АЗ, которые реализовались в эксперименте, было возможно четко идентифицировать и исследовать.

По мере уменьшения количества теплоносителя в первом контуре однофазная естественная циркуляция сменилась двухфазной, которая затем перешла в стадию испарения-конденсации. Были определены границы между

этими тремя режимами теплоотвода. Так, при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре на 2% от ее первоначального значения в циркуляционном тракте появился пар, и естественная циркуляция приобрела двухфазный характер. Когда в первом контуре осталось чуть более 50% теплоносителя, в первом контуре установился режим испарения-конденсации. В этом режиме тепло от модели активной зоны отбиралось путем испарения теплоносителя в сборке с последующей конденсацией его в теплообменных трубках парогенераторов.

К тому моменту, когда в первом контуре осталось 28% от начальной массы теплоносителя, произошло оголение верхней части сборки с последующим ростом температуры имитаторов твэл. Таким образом, экспериментально была получена оценка того минимального количества теплоносителя в первом контуре реактора-прототипа, при котором еще возможен отвод остаточного тепловыделения от активной зоны в режиме аварии с малой течью.

Экспериментально определен характер изменения расхода ЕЦ через активную зону реакторной установки при уменьшении массы теплоносителя первого контура в режиме аварии малой течи. Эта зависимость представлена на рисунке 3, где по оси ординат отложен расход в модели АЗ, при этом за 100% принято значение расхода при однофазной циркуляции; по оси абсцисс отложена масса теплоносителя в первом контуре, при этом 100% соответствует случаю, когда первый контур целиком заполнен водой.

Рис. 3. Относительный расход естественной циркуляции

* Отрезок АВ на кривой, изображенной на этом рисунке, соответствует

однофазной ЕЦ. Перемещение по кривой от точки В к точке С сопровождается ростом паросодержания в горячей части контура, включая верхнюю часть АЗ, ВКС, горячие ветки и напорные коллекторы в парогенераторах. В точке С расход ЕЦ достигает своего максимального значения. На отрезке СБ пар замещает воду в холодных коллекторах парогенераторов, из-за чего происходит уменьшение движущего напора ЕЦ. Отрезок Г)Е отмечает область нестабильного расхода ЕЦ. В точке Е происходит переход к режиму испарения-конденсации. На отрезке ЕЙ генерация пара в зоне с последующей его конденсацией в парогенераторах обеспечивает стабильное охлаждение топливных сборок. Точка ^ отмечает

начало периодического процесса, связанного с очисткой и последующим заполнением гидрозатвора в одной из петель.

В эксперименте было установлено, что после того, как масса теплоносителя в первом контуре уменьшилась до 81%, расход естественной циркуляции достиг своего максимума. Максимальное значение расхода двухфазной ЕЦ в 1.7 раза превосходит расход однофазной естественной циркуляции.

Для того, чтобы выявить влияние определяющих параметров на характер изменения расхода ЕЦ, на стенде ПСБ-ВВЭР было выполнено три аналогичных эксперимента с разной мощностью сборки и разным давлением во втором контуре. На рисунке 4 представлены три кривые изменения расхода ЕЦ через модель АЗ при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре стенда ПСБ-ВВЭР, полученные в этих экспериментах. Анализ этих кривых показывает, что увеличение давления во втором контуре приводит к тому, что температура теплоносителя в холодной части контура возрастает и, как следствие, уменьшается движущий напор и расход двухфазной ЕЦ. Увеличение мощности в модели АЗ приводит к смещению положения максимума расхода в сторону меньших значений массы теплоносителя, остающегося в контуре. Существенное изменение мощности, выделяемой в модели АЗ в трех проведенных экспериментах (от 3.2 до 9.7% от номинального моделируемого значения) не привело к значительному изменению минимального количества теплоносителя, при котором начинается разогрев имитаторов твэл.

Рис. 4. Сравнение относительного расхода ЕЦ с другими данными

Кроме того, на рисунке 4 приведена кривая, полученная в аналогичном эксперименте, выполненном на стенде ЬОВ1, который моделировал реактор Р'МИ. с вертикальными парогенераторами. В эксперименте на ЬОВ1 было установлено, что после прекращения двухфазной ЕЦ в первом контуре установился режим обратного стока конденсата, в процессе которого конденсат из вертикальных трубок ПГ стекал через горячие трубопроводы в верхнюю часть модели АЗ. В противоположность этому, в экспериментах на стенде ПСБ-ВВЭР конденсат, накапливающийся в горизонтальных трубках, на стадии испарения-конденсации продолжал стекать преимущественно в холодные коллекторы ПГ, при этом теплоноситель через опускной участок продолжал поступать в модель зоны снизу.

20

« !

Практическая значимость этого результата состоит в том, что сток конденсата в холодные трубопроводы может оказывать существенное влияние на такие процессы, характерные для поздней стадии аварии с потерей теплоносителя, как накопление неконденсирующихся газов в трубках ПГ, а также на образование зон с деборированным теплоносителем.

По результатам эксперимента с пошаговым дренированием теплоносителя было получено распределение массы теплоносителя по элементам циркуляционного контура на момент начала разогрева имитаторов твэл. К началу разогрева в модели реактора осталось 40% от того количества теплоносителя, которое находилось там в начале эксперимента. Непосредственно в сборке с имитаторами твэл осталось менее одной пятой части от этой массы. В циркуляционных петлях осталось почти столько же теплоносителя, как и в модели реактора. Однако этот теплоноситель был сосредоточен, в основном, в и-образных участках холодных трубопроводов между ПГ и насосами и не был задействован в охлаждении сборки. Из этого анализа следует, что одним из возможных путей совершенствования конструкции реакторной установки ВВЭР-1000 является разработка таких циркуляционных насосов, которые не требуют подачи теплоносителя снизу. Разработка таких насосов позволит исключить гидрозатворы из циркуляционных петель и снизить то пороговое значение массы теплоносителя, при котором начинается разогрев АЗ.

В главе 4 изложены результаты исследования эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 в условиях аварии с течью из первого контура во второй. В этой главе проанализирован эксперимент, выполненный на стенде ПСБ-ВВЭР, в котором моделировалась авария с течью из первого во второй контур. Вопрос о надежности ЕЦ при таких авариях является крайне важным для безопасности реакторов типа ВВЭР. Особенностью этой аварии является то, что через разрыв первый контур оказывается соединенным со вторым контуром. Давление в такой объединенной системе достаточно быстро выравнивается и, при этом, стабилизируется на опасно высоком уровне вблизи уставки открытия паросбросных устройств из второго контура. На рисунке 5 показано, как изменялось давление в первом и во втором контурах стенда ПСБ-ВВЭР в эксперименте, в котором моделировалась авария, вызванная разрушением холодного коллектора одного из парогенераторов.

Начальная стадия эксперимента продолжалась менее 400 секунд. За это время давление в первом контуре снизилось до уровня давления во втором контуре, компенсатор давления полностью обезводился, а циркуляционные насосы завершили свой выбег. Мощность, выделяемая в модели реактора, снизилась до уровня остаточных тепловыделений. На второй стадии эксперимента, которая длилась 30 мин, давление в первом контуре лишь незначительно превышало давление в аварийном парогенераторе, и в объединенной системе происходил медленный рост давления. В это время в первом контуре поддерживалась ЕЦ двухфазного потока. На этой стадии в

юрячую и холодную ветку петли №3 производилась подача воды активной части САОЗ.

Рис. 5. Давление в первом контуре и в парогенераторах стенда ПСБ-ВВЭР

Стратегия управления подобной аварией на АЭС с ВВЭР заключается в том, чтобы всеми средствами избежать возможного роста давления в первом контуре и поврежденном ПГ для предотвращения выброса теплоносителя за пределы герметичных помещений через паросбросные устройства. При такой аварии повышение давления в первом контуре и аварийном парогенераторе может произойти при застое ЕЦ. В этой связи, в работе выполнено исследование механизмов, способствующих интенсификации естественной циркуляции в первом контуре реакторной установки в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Как можно видеть из рисунка 6 (а), на второй стадии эксперимента после выравнивания давления в первом и втором контурах во всех петлях стенда поддерживалась устойчивая естественная циркуляция. Примечательно также, что расход в петле №3, куда производилась подача воды активной САОЗ, и в аварийной петле №4 в это время примерно в два раза превосходил расход в остальных петлях.

! К 1 % 1 Пт« (дормйюя) / 1 1 К 1 / -1 .

1 1 Пепя

¡\ ЖчУ У 1 1 - К X 1 -П-1-=1- -¡н

{ Пег-и №2 1ет-«М +!— -1--,-1 -, -и —

(а) (б)

Рис. 6. Массовый расход (а) и движущий напор ЕЦ (б) в петлях стенда ПСБ-

ВВЭР

Характер изменения движущего напора естественной циркуляции в каждой из четырех петель на протяжении первой и второй фазы эксперимента оюбражен на рис 6 (б). Видно, чго движущий напор в аварийной петле во второй стадии эксперимента оказался почти в два раза

больше, чем в остальных петлях. Это было связано с тем, что в холодном коллекторе аварийной петли жидкая фаза поджималась к месту разрыва градиентом давления, поддерживающимся между первым и вторым контуром. За счет этого нивелирный напор в опускной части аварийной петли превосходил нивелирные напоры в других петлях. Повышенный расход в петле №3 объяснялся тем, что в горячей ветке этой петли происходила конденсация части пара на холодной воде, поступающей из канала САОЗ высокого давления.

Таким образом, экспериментально установлено, что даже после выравнивания давления в первом и втором контурах РУ в результате разрушения коллектора ПГ во всех петлях продолжала поддерживаться устойчивая естественная циркуляция. Фактором, способствующим интенсификации ЕЦ, являлось поступление в первый контур охлаждающей воды из активной части САОЗ. А в случае разрыва холодного коллектора ПГ таким фактором может служить также и увеличение нивелирного напора в холодном трубопроводе аварийной петли под действием градиента давления, действующего между первым и вторым контуром.

В работе показано, что при аварии с течью из первого контура во второй длительный отвод остаточных тепловыделений от активной зоны реактора-прототипа в режиме естественной циркуляции возможен при условии подпитки хотя бы из одного канала активной части САОЗ. В случае полного отказа активной части САОЗ движущий напор и расход ЕЦ уменьшаются до нуля.

По результатам моделирования на интегральном стенде запроектной аварии, вызванной течью из первого контура во второй и сопровождаемой полным обесточиванием энергоблока, была подтверждена высокая степень безопасности РУ ВВЭР-1000. При консервативном подходе к развитию аварии (предусматривалась работа только одного канала САОЗ и действия персонала по управлению аварией предполагались через 30 мин после исходного события) экспериментально подтверждена высокая эффективность теплоотвода в режиме ЕЦ. На протяжении всего эксперимента температура имитаторов твэл существенно не превышала температуру насыщения теплоносителя. Как следует из анализа эксперимента, в случае полного отказа активной части САОЗ и бездействия оперативного персонала более чем 30 мин после исходного события, авария, вызванная течью из первого контура во второй, может привести к потере теплоносителя из первого контура и выбросу значительного количества радиоактивных материалов за пределы герметичных помещений.

В приложении приведено краткое описание экспериментальной установки. Здесь представлена общая характеристика стенда ПСБ-ВВЭР, кратко описано основное оборудование и система измерения стенда, а также приведены абсолютные погрешности измерения основных параметров.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Доказана достоверность моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР стационарных режимов работы реакторной установки ВВЭР-1000 с принудительной и однофазной естественной циркуляцией.

2 Экспериментально определен характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону реактора-прототипа при уменьшении массы теплоносителя первого контура в режиме малой течи

3. Установлено, что естественная циркуляция переходит в стадию испарения-конденсации, когда в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 остается 50-52% теплоносителя. На поздней стадии аварии с малой течью часть конденсата из парогенераторов возвращается в активную зону через холодные ветки, что может влиять на такие процессы, важные для безопасности, как накопление неконденсирующихся газов в теплообменных трубках ПГ и образование зон с деборированным теплоносителем.

4. Установлено, что в режиме аварии с малой течью устойчивое охлаждение активной зоны реактора-прототипа возможно, пока в первом контуре остается более 28% от первоначального значения массы теплоносителя.

5. По результатам моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР запроектной аварии, вызванной течью из первого контура во второй и сопровождаемой полным обесточиванием энергоблока, была подтверждена высокая степень безопасности реакторной установки ВВЭР-1000. На протяжении всего эксперимента температура имитаторов твэл лишь незначительно превышала температуру насыщения теплоносителя.

6. Показано, что в условиях аварии с течью из первого контура во второй, продолжительный отвод тепла от активной зоны реактора-прототипа возможен только в том случае, если в первый контур подается вода хотя бы из одного канала активной САОЗ. В случае полного отказа активной части САОЗ и бездействия оперативного персонала более чем 30 мин после исходного события может произойти выброс значительной массы радиоактивного теплоносителя за пределы герметичных помещений.

7. Результаты исследования естественной циркуляции, полученные на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, используются для верификации теплогидравлических кодов и для анализа безопасности РУ с ВВЭР-1000 в ведущих организациях отрасли: ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП «НИТИ», ИПБ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «Атомэнергопроект», ФГУП «ВНИИАЭС».

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Блинков В.Н., Мелихов О.И., Дремин Г.И. и др. Оценка адекватности моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 (на англ. яз.) // Международная конференция ICAPP'2003.- Cordoba, Spain, 2003.

2 Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А., Елкия И.В. и др. Экспериментальные исследования на стенде ПСБ-ВВЭР в поддержку работ по верификации теплогидравлических кодов // 3-я Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».-Подольск, 2003,- Т.4- С.101-110.

3. Блинков В.Н., Мелихов О.И., Дремин Г.И. и др. Эксперимент с естественной циркуляцией на стенде ПСБ-ВВЭР (на англ. яз.) // Международная конференция ICAPP'2004.- Pittsburgh, PA USA, 2004.

4. Капустин A.B., Дремин Г И. Анализ с помощью кода RELAP5 эксперимента на стенде ПСБ-ВВЭР с естественной циркуляцией при разной массе теплоносителя в первом контуре (на англ. яз.) // Международная конференция IYNC 2004,- Toronto, Canada, 2004,- С.177-178.

5. Елкин И.В., Ровнов A.A., Гашенко М.П., Липатов И.А., Дремин Г.И. Сравнение экспериментов с естественной циркуляцией на стендах ПСБ-ВВЭР и ИСБ-ВВЭР (на англ. яз.) // Annual Meeting on Nuclear Technology 2004,- Düsseldorf, Germany, 2004,- C.170-173.

6. Липатов И.А., Дремин Г.И., Елкин И.В. и др. Экспериментальное исследование режима «Течь из первого во второй контур» // 2-ая Всероссийская научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».- Подольск, 2001.

7. Блинков В.Н., Елкин И.В., Липатов И.А., Дремин Г.И., Галчанская С.А. Исследование аварии, вызванной течью из первого контура во второй на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР (на англ. яз.) // Annual Meeting on Nuclear Technology 2003,- Berlin, Germany, 2003,- C.97-100.

8. Гашенко М.П., Липатов И.А., Шмаль И.И., Дремин Г.И. и др. Экспериментальные исследования на интегральных стендах (ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР), обеспечивающие верификацию теплогидравлических кодов // Теплоэнергетика.- 2002, №11.- С.49-55.

Подписано в печать ( & (Л'Я^Г Зяк.^!-) Тир. П.л. I/ Полиграфический центр МЭИ (ТУ) Красноказарменная ул., д. 13

»2873 0

РНБ Русский фонд

2006-4 250

СОДЕРЖАНИЕ.

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ВОПРОСЫ ПОДОБИЯ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ В МОДЕЛИ И В ПРОТОТИПЕ.

1.1 Состояние проблемы и постановка задачи исследования.

1.2 Аналитическое описание ЕЦ в первом контуре РУ.

1.2.1 Однофазная естественная циркуляция.

1.2.2 Двухфазная естественная циркуляция.

1.3 Критерии подобия однофазной ЕЦ в РУ и ее модели.

1.4 Подобие движущего напора ЕЦ двухфазного потока.

1.5 Выводы к главе 1.

ГЛАВА 2. ОБОСНОВАНИЕ ДОСТОВЕРНОСТИ МОДЕЛИРОВАНИЯ ОДНОФАЗНОЙ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ НА СТЕНДЕ ПСБ

ВВЭР.:.

2.1 Анализ условий однозначности.

2.1.1 Геометрические масштабные критерия подобия.

2.1.2 Анализ условий гидравлического подобия.

2.2 Эксперимент с ЕЦ на АЭС с реактором ВВЭР-1000.

2.2.1 Данные эксперимента с ЕЦ на блоке VI АЭС "Козлодуй".

2.2.2 Граничные условия эксперимента с ЕЦ на стенде ПСБ-ВВЭР.

2.3 Достоверность моделирования естественной циркуляции.

2.3.1 Подобие состояния с принудительной циркуляцией.

2.3.2 Подобие состояния с естественной циркуляцией.

2.4 Выводы к главе 2.

ГЛАВА 3. ЕСТЕСТВЕННАЯ ЦИРКУЛЯЦИЯ ПРИ ПОШАГОВОМ

УМЕНЬШЕНИИ МАССЫ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ.

3.1 Основные задачи эксперимента ЕЦ-1.

3.2 Начальные и граничные условия эксперимента.

3.3 Контроль массы теплоносителя в первом контуре.

3.4 Последовательность событий в эксперименте ЕЦ-1.

3.5 Анализ результатов эксперимента.

3.5.1 Однофазная естественная циркуляция.

3.5.2 Двухфазная естественная циркуляция.

3.5.3 Режим испарения-конденсации.

3.5.4 Распределение теплоносителя по объему первого контура.

3.5.5 Сравнение результатов четырех экспериментов с ЕЦ.

3.6 Выводы к главе 3.

ГЛАВА 4. ЭФФЕКТИВНОСТЬ ЕЦ ПРИ АВАРИИ С ТЕЧЬЮ ИЗ ПЕРВОГО КОНТУРА ВО ВТОРОЙ.

4.1 Особенности аварии с течью из первого во второй контур.

4.2 Начальные и граничные условия эксперимента ПВ-1.3-05.

4.3 Результаты эксперимента с течью из первого контура во второй.

4.4 Расчетный анализ эксперимента ПВ-1.3-05.

4.5 Влияние подачи воды САОЗ на движущий напор ЕЦ.

4.6 Застой естественной циркуляции.

4.7 Выводы к главе 4.

ВЫВОДЫ.

СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

Предмет и задачи исследования

Естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя это одно из тех ключевых явлений, на которых основывается безопасность водоохлаждаемых реакторных установок (РУ). В реакторах типа ВВЭР естественная циркуляция, наряду с принудительной циркуляцией, широко используется как резервное средство теплоотвода, как при нормальной эксплуатации РУ, так и в режимах с отклонениями от нормальной эксплуатации. Значительная часть переходных и аварийных режимов в своем развитии проходят через стадию однофазной, а затем и двухфазной естественной циркуляции /1-3/. Однофазная и двухфазная естественная циркуляция включены в матрицы верификации расчетных кодов в качестве явлений, серьезно влияющих на безопасность реакторных установок с ВВЭР /2/.

Естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре реакторной установки на первый взгляд представляется явлением хорошо изученным. Однако в связи с тем, что механизмы теплоотвода в активной зоне и в трубчатке парогенераторов в разнообразных аварийных ситуациях могут принимать самые разные формы, современное понимание этого явления, которое включает в себя ряд взаимосвязанных теплогидравлических процессов, нельзя считать исчерпывающим. Примером такой не до конца изученной проблемы может служить проблема отвода остаточного тепловыделения от топливных сборок на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя, когда значительная часть теплоносителя теряется из первого контура. Между тем, ясное понимание и корректное моделирование всех особенностей переноса тепла от активной зоны к парогенераторам в условиях ЕЦ является обязательным для анализа безопасности РУ.

Целью работы является исследование эффективности естественной циркуляции при уменьшении количества теплоносителя в первом контуре реакторной установки ВВЭР-1000 в режиме аварии с малой течью. Под эффективностью естественной циркуляции понимается ее способность отводить остаточные тепловыделения от активной зоны, предотвращая повышение температуры твэл в остановленном реакторе. Термин «малая течь» обозначает такой размер течи, при которой давление в первом контуре РУ не опускается ниже давления во втором контуре. Кроме того, в работе изучается эффективность ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй контур, как частном случае аварии с малой течью.

В диссертационной работе поставлено несколько задач. В связи с тем, что исследование естественной циркуляции было выполнено на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, первая задача, которая решается в настоящей работе, касается обоснования адекватности и достоверности моделирования на интегральном стенде естественной циркуляции в РУ ВВЭР-1000. Основной задачей этого исследования является экспериментальное определение характера изменения расхода ЕЦ через активную зону при уменьшении массы теплоносителя, остающегося в первом контуре в режиме малой течи и идентификация режимов охлаждения сборки с имитаторами твэл. Особое внимание уделяется режиму испарения-конденсации, обеспечивающему отвод остаточных тепловыделений на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя. Еще одной задачей, которая решается в настоящей работе, является исследование эффективности естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре РУ с ВВЭР-1000 в условиях аварии с течью из первого контура во второй контур.

Актуальность задачи

Проблема естественной циркуляции оказывается в центре внимания при рассмотрении широкого круга вопросов, касающихся безопасности как действующих, так и проектируемых реакторных установок. Актуальность задачи, решаемой в диссертационной работе, обусловлена тем, что безопасность реакторной установки с ВВЭР напрямую зависит от способности естественной циркуляции отводить остаточные тепловыделения от активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Для обоснования безопасности действующих блоков и разработки новых проектов с повышенным уровнем безопасности в настоящее время используются российские теплогидравлические расчетные коды, такие как ТРАП, КОРСАР, БАГИРА. Явления однофазной и двухфазной естественной циркуляции включены в матрицы верификации этих расчетных кодов в качестве явлений, серьезно влияющих на безопасность реакторных установок с ВВЭР. Поэтому для успешной верификации расчетных кодов крайне необходимы экспериментальные данные, воспроизводящие естественную циркуляцию в том числе в условиях, когда значительная часть теплоносителя теряется из первого контура РУ.

В связи с тем, что на естественную циркуляцию возлагается роль основного механизма отвода тепла в тех случаях, когда насосы в силу каких-то причин останавливаются, необходимо исчерпывающее понимание этого явления, а также всех факторов, влияющих на него. Согласно принципам, сформулированным в /3/, для исчерпывающей характеристики естественной циркуляции в реакторной установке необходимо:

- идентифицировать условия возникновения естественной циркуляции в первом контуре РУ;

- выявить всю совокупность параметров, которые могут влиять на интенсивность ЕЦ;

- определить границы изменения этих параметров, за пределами которых эффективный отвод остаточного тепловыделения в режиме ЕЦ становится невозможным;

- установить причины, приводящие к прерыванию естественной циркуляции, ее застою или к нарушению ее стабильности.

Для поддержания естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР определяющими являются следующие параметры:

- критическое минимальное количество теплоносителя в первом контуре РУ, ниже которого механизм ЕЦ не может быть реализован;

- критическая минимальная разность давления между первым и вторым контуром, при которой в условиях двухфазной ЕЦ прекращается теплообмен в трубках парогенератора;

- критический максимальный уровень мощности АЗ, выше которого теплоотвод в режиме ЕЦ перестает быть эффективным; критический минимальный уровень котловой воды в парогенераторах, ниже которого интенсивность теплообмена между первым и вторым контуром уменьшается и ЕЦ в первом контуре значительно ослабевает;

- критическое содержание неконденсирующихся газов в теплоносителе, выше которого происходит нарушение теплообмена между первым и вторым контуром.

Диссертационная работа посвящена изучению эффективности естественной циркуляции в первом контуре РУ с ВВЭР в таких условиях, когда первые два из перечисленных выше параметров приближаются к своим критическим значениям.

Стенд ПСБ-ВВЭР предназначен для получения экспериментальных данных, необходимых для верификации расчетных теплогидравлических кодов и для анализа безопасности реакторной установки ВВЭР-1000, поэтому обоснование достоверности моделирования на стенде естественной циркуляции, то есть одного из ключевых явлений, обеспечивающих безопасность энергоустановки, является крайне актуальной задачей.

Характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре в режиме малой течи отражает внутренне присущую данной реакторной установке способность к пассивному расхолаживанию без вмешательства внешних систем. Предметом особого интереса является изучение механизма охлаждения АЗ на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя.

Для обоснования безопасности РУ с ВВЭР важным является вопрос о надежности ЕЦ при аварии с течью из первого во второй контур, когда давление в объединенной системе двух контуров достаточно быстро выравнивается, оставаясь на опасно высоком уровне, а действие основного движущего механизма ЕЦ - стока тепла во второй контур практически прекращается. В этой связи достаточно актуальным является исследование механизмов, способствующих поддержанию ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Методы исследования

Основным методом, который использовался в диссертационной работе для решения сформулированных выше задач, был метод физического воспроизведения теплогидравлических процессов, протекающих в реакторной установке с ВВЭР-1000, на интегральном стенде, который является ее структурно, гидродинамически и теплофизически подобной моделью.

Наряду с основным методом применялись и вспомогательные методы. Так для обоснования достоверности физического моделирования естественной циркуляции на стенде были использованы некоторые положения теории подобия и выполнен анализ безразмерных критериев, характеризующих процессы в модели и прототипе. Критериальный анализ подобия естественной циркуляции в модели и натурном объекте был дополнен прямым сравнением экспериментальных данных, полученных на стенде, с данными реальной энергоустановки.

При исследовании эффективности ЕЦ в условиях аварии с течью из первого контура во второй, наряду с физическим моделированием на стенде использовалось также математическое моделирование аварийного режима с помощью кода RELAP5/MOD3.2. Для того, чтобы выявить воздействие отдельных факторов на интенсивность естественной циркуляции, в работе применялся метод вычисления движущего напора ЕЦ и его сравнения при изменении граничных условий.

Основные результаты и их научная новизна

Впервые на интегральной установке большого масштаба, моделирующей ВВЭР-1000, определен характер изменения расхода естественной циркуляции через активную зону при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре в режиме малой течи. Характер изменения расхода естественной циркуляции при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре отражает внутреннюю способность, присущую данной реакторной установке к пассивному расхолаживанию без вмешательства внешних систем и поэтому является важной характеристикой ее безопасности.

Впервые в привязке к массе теплоносителя, остающейся в первом контуре, определены границы между основными режимами теплоотвода от АЗ, а именно: переход от однофазной к двухфазной ЕЦ и переход к режиму испарения-конденсации.

Впервые экспериментально определено минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение топливных сборок при аварии с малой течью.

Впервые экспериментально подтверждено, что на поздней стадии аварии с малой течью часть конденсата из трубок ПГ стекает в холодные трубопроводы.

Впервые экспериментально подтверждена высокая степень безопасности реактора-прототипа, а также эффективность теплоотвода остаточных тепловыделений в режиме ЕЦ при протекании запроектной аварии, вызванной течью из первого контура во второй, сопровождаемой полным обесточиванием энергоблока.

Практическая значимость работы

Доказана достоверность моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР естественной циркуляции, чем практически подтверждена правильность концепции моделирования, реализованной в конструкции стенда.

Определены характеристики, практически важные для безопасности реактора-прототипа, а именно, зависимость расхода ЕЦ от массы теплоносителя в первом контуре, границы существования трех режимов теплоотвода от активной зоны и минимальное количество теплоносителя, которое обеспечивает надежное охлаждение активной зоны при аварии с малой течью.

Экспериментально подтвержден факт стока конденсата из трубок ПГ в нижнюю камеру реактора, что практически важно для нашего понимания процессов, протекающих на поздней стадии аварии с малой течью.

Установлено, что при аварии с течью из первого контура во второй подача воды из одного канала активной части САОЗ способствует поддержанию устойчивого расхода через активную зону и является необходимым условием для длительного отвода тепла от реактора в режиме ЕЦ.

Получены экспериментальные данные, которые используются в ведущих организациях отрасли, таких как ФГУП ОКБ «Гидропресс», ФГУП «НИТИ», ИПБ РНЦ «Курчатовский институт», ФГУП «Атомэнергопроект», ФГУП «ВНИИАЭС». Полученные данные используются для верификации как российских теплогидравлических кодов ТРАП, КОРСАР, БАГИРА /82/, /99/, так и западных кодов ATHLET, CATHARE, RELAP.

Автор защищает:

-доказательство достоверности моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР однофазной естественной циркуляции;

-экспериментальные данные, характеризующие изменение расхода ЕЦ через A3 при уменьшении массы теплоносителя в первом контуре; -результаты исследования режима испарения и конденсации, обеспечивающего отвод остаточных тепловыделений на поздней стадии аварии с потерей теплоносителя после прекращения двухфазной ЕЦ; -результаты исследования эффективности расхолаживания РУ за счет естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре в условиях аварии с течью из первого контура во второй.

Структура диссертации

Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и задачи исследования, а также кратко обозначены примененные методы исследования. Здесь же изложены основные положения, выносимые на защиту, и подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В главе 1 приведен обзор публикаций, посвященных исследованиям естественной циркуляции в реакторах с водой под давлением. Здесь сформулированы основные проблемы, касающиеся безопасности как действующих, так и проектируемых реакторных установок, при рассмотрении которых в центре внимания оказывается естественная циркуляция. Здесь же приведен обзор существующих теоретических моделей, описывающих естественную циркуляцию в замкнутом контуре реакторной установки. Из одномерных уравнений сохранения энергии и количества движения аналитически получены выражения для стационарного расхода однофазной ЕЦ и перепада температуры на нагревателе. Также получены выражения для нивелирных напоров в участках циркуляционного контура с подъемным и опускным течением, одинаково справедливые как для однофазного, так и для двухфазного потока. Приведено выражение, которое в дальнейшем используется для вычисления движущего напора ЕЦ в первом контуре стенда ПСБ-ВВЭР при анализе аварии с течью теплоносителя из первого контура во второй.

В этой главе рассмотрены также вопросы, касающиеся подобия естественной циркуляции в реакторной установке и исследовательском стенде. Сформулированы условия, соблюдение которых необходимо для подобия физических явлений, реализующихся при естественной циркуляции в модели и прототипе. Опираясь на подход, предложенный М. Ыш и I. Ка1аока /58/, приведен набор численных критериев подобия, которые в следующей главе используются для обоснования достоверности моделирования явления ЕЦ на стенде ПСБ-ВВЭР.

Глава 2 посвящена обоснованию достоверности моделирования на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР однофазной естественной циркуляции. Для этого произведен обстоятельный анализ условий геометрического и гидравлического подобия модели и прототипа. Подробно рассмотрено соответствие конструкции стенда ПСБ-ВВЭР геометрическим масштабным критериям подобия. В этой главе также анализируются результаты эксперимента, выполненного на стенде ПСБ-ВВЭР, в котором моделировался переходный режим РУ ВВЭР-1000 с отключением четырех ГЦН и переходом к режиму однофазной ЕЦ. На основании сравнения экспериментальных данных и анализа безразмерных критериев подобия сделан вывод о достоверности физического моделирования на стенде ПСБ-ВВЭР стационарных состояний с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя.

В главе 3 диссертационной работы изложены результаты исследования естественной циркуляции в условиях пошагового уменьшения количества теплоносителя в первом контуре РУ с ВВЭР-1000. Здесь представлены результаты эксперимента, выполненного на стенде ПСБ-ВВЭР для изучения различных механизмов отвода остаточного тепла от активной зоны в режиме ЕЦ в зависимости от количества теплоносителя, остающегося в первом контуре. Определены границы существования различных режимов охлаждения топливных сборок в реакторе ВВЭР-1000 в зависимости от массы теплоносителя, участвующего в охлаждении.

В главе 4 диссертационной работы изложены результаты исследования эффективности естественной циркуляции в РУ с ВВЭР-1000 в условиях аварии с течью из первого контура во второй. На основании экспериментальных данных и результатов расчетов с помощью кода RELAP5 показано, что при условии подачи воды хотя бы из одного канала активной САОЗ естественная циркуляция способна эффективно отводить остаточные тепловыделения от A3 даже после того, как происходит выравнивание давления в первом и втором контуре.

В приложении А приведено краткое описание экспериментальной установки. Здесь представлена общая характеристика стенда ПСБ-ВВЭР, кратко описано основное оборудование и система измерения стенда. Информация о размещении датчиков в модели реактора и в циркуляционных петлях необходима при анализе экспериментальных данных.

7. Результаты исследования двухфазной естественной циркуляции, полученные на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР используются для верификации как российских, так и западных теплогидравлических кодов. В настоящее время данные используются в ведущих организациях отрасли — Гидропрессе, НИТИ, Курчатовском институте, Атомэнергопроекте, ВНИИАЭС.

1. Технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблоков Запорожской АЭС. Энергодар, 2003.

2. Validation matrix for the assessment of thermal-hydraulic codes for VYER LOCA and transients. A report by the OECD support group on the WER thermal-hydraulic code validation matrix, NEA/CSNI/R(2001)4, 01 June 2001.

3. Compendium of ECCS research for realistic LOCA analysis. Final report NUREG 1230 R4. Washington, 1988.

4. G. Yadigaroglu. Passive core and containment cooling systems: Characteristics and state of the art. NURETH-9, San-Francisko, California, October 3-8, 1999.

5. N.V.Bukin, L.N.Borisov, A.L.Gromov, N.S.Fil, A.M.Shumsky. Effect of passive safety systems on typical beyond design basis accidents for WER-1000/V-392 plant. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11, 2003.

6. Tay-Jian Liu. Reflux condensation behavior in U-tube steam generator with or without noncondensables. NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

7. K. Vierow, T. Nagae, T. Wu. Experimental investigation of reflax condensation heat transfer in PWR in the presence of noncondensible gases. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-9, 2003.

8. K. Umminger, W. Kastner, J. Libert, T. Mull. Thrmal hydraulcs of PWRs with respect to boron dilution phenomena. NURETH-9, San-Francisko, California, October 3-8, 1999.

9. K. Umminger, T. Mull, B. Schoen. Experiments on boron dulation in the integral test facility PKL. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11, 2003.

10. Л.И. Зайчик, Б.И. Нигматулин, A.M. Скибин, Р.Х. Хасанов. Нестационарная одномерная модель для анализа неравномерности разбавления борной кислоты в первом контуре АЭС с ВВЭР. Атомная энергия, т.83, вып. 4, октябрь 1997.

11. F. D'Auria, M. Frogheri, U. Monasterolo. Removable power by natural circulation in PWR systems. ICONE-5, Nice, France, May 26-30, 1997.

12. F. D'Auria, M. Frogheri. Use of a natural circulation map for assessing PWR performance. Nuclear Engineering and Design, vol. 215, 111-126, 2002.

13. F. D'Auria, G. Galassi. Use of LOBI data for scaling of thermalhydraulic phenomena. LOBI seminar, 31 March-2 April, 1992, Arona, Italy.

14. A. Galastri, F. D'Auria, G. Galassi. Scaling of natural circulation in PWR systems. Eurotherm seminar №16 "Natural circulation in industrial applications", Pisa, Italy, October 11-12, 1990.

15. Jyrki Kouhia. Short description of the PACTEL facility and ISP 33. The 3th Meeting of the Working Group on Verification Matrix for Thermahydraulic System Codes applied for VVER Analysis, Borovoe, March 21-23, 1994.

16. F. De Pasquale, V. Faluomi. Analysis of a PACTEL Natural Circulation Experiment ISP 33 using the Relap5/Mod2.5 Code. New Trends in Nuclear System Termalhydraulics. May 30 June 2,1994, Pisa, Italy.

17. J. Steinborn, S. Nikonov. Results of Pre- and Postest calculations with ATHLET for International Standard Problem ISP-33 on PACTEL Test Facility. New Trends in Nuclear System Termalhydraulics. Pisa, Italy, May 30 June 2, 1994.

18. E. Krepper. Natural circulation experiments at the ISB-VVER integral test facility and calculations using the code ATHLET. Forschungszentrum Rossendorf, Report FZR-190, August 1997.

19. G. De Santi, G. Leva. Quick Look Report on LOBI-MOD2 Test A2-77A. Confidential Communication № 4029, December 1985.

20. J. Sanders, E. Ohlmer. Experimental data Report on LOBI-MOD2 Test A2-77A. Confidential Communication № 4024, April 1985.

21. D. Juhel, P. Bazin, G. Briday, D. Dumont. BETHSY natural circulation program and present results. Note SETh/LES/90-124, Decembre 1990.

22. Инструкция по ликвидации аварий и аварийных ситуаций на реакторной установке: 00.ПТ.ГТ.ИЭ.05А/ЗАЭС.- 1999.

23. Я. Щурек. Анализ аварии с малой течью теплоносителя из коллектора парогенератора реактора ВВЭР-440 с помощью кода Relap4/mod6. Труды международного семинара "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР", 25-28 сентября 1990 г, Обнинск, 1991.

24. В. Борисенко, И. Каденко и др. Моделирование течи из первого контура во второй в РУ с ВВЭР-440. 5-й международный информационный форум по анализу безопасности АЭС с ВВЭР и РБМК, Обнинск, 16-20 октября, 2000.

25. P. Groudev, М. Pavlova. Steam Generator Collector Rupture. Fifth International Information Exchange Forum on Safety Analysis for NPP of VVER and RBMK Types, Obninsk, 11-15 Oct, 2000.

26. И. Елкин, С. Пылев, А. Девкин. "Оценка масштабного фактора" Отчет РНЦ "Курчатовский институт" № 90-12/1-13-00, Москва, 2000.

27. N. Bukin, N. Fil, A. Gromov, Т. Brantova. Analysis and related recovery measures for WER-1000 primary-to-secondary leak. NURETH-10, Seoul, Korea, October 5-11,2003.

28. Y.N. Blinkov, I.V. Elkin, I.A. Lipatov, G.I. Dremin, S.A. Galchanskaya. Investigation of primary-to-secondary leakage accident in the PSB-WER integral test facility. Jarestagung Kerntechnik, Berlin, Germany, 20-22 May, 2003.

29. И. Звирин и др. Экспериментальное и аналитическое исследование естественноциркуляционной системы с параллельными контурами. Теплопередача, 1981, т. 103, №4, стр. 44-54.

30. Yoram Zvirin, A review of natural circulation loops in pressurized water reactors and other systems. Nuclear Engineering and Design, 67 (1981), p203-225.

31. James J. Sienicki. Feasibility of natural circulation heat transport in the ENHS. Proceedings of ICONE 10, Arlington, VA, April 14-18, 2002.

32. D. A. Botelho and others. Realistic analysis of natural circulation in passive nuclear reactor cooling system. Proceedings of ICAPP'03, Cordoba, Spain, May 47,2003.

33. М.Е. Дейч, Г.А. Филлипов. Газодинамика двухфазных потоков. М.: Энергия, 1968.

34. Гидравлический расчет котельных агрегатов. Нормативный метод. Под редакцией В.А. Локшина, Д.Ф. Петерсона, A.JI. Шварца. М.: Энергия, 1978.

35. И.К. Лебедев. Гидродинамика паровых котлов. М.: Энергоатомиздат, 1987.

36. И.Е. Идельчик. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / Под ред. М.О. Штейнберга. М.: Машиностроение, 1992.

37. М.В. Кирпичев, М.А. Михеев. Моделирование тепловых устройств. — М.: Изд. АН СССР, 1936.

38. Л.С. Эйгенсон. Моделирование. М.: Советская наука, 1952.

39. А. А. Гухман. Применение теории подобия к исследованию процессов тепло-массообмена.-М.: Высшая школа, 1967.

40. A.N. Nahavandi, F.S. Castellana, E.N. Moradkhanian, "Scaling Lows for Modeling Nuclear Reactor Systems", Nuclear Science and Engineering, 72, 75-83, 1979.

41. R.L. Kiang, "Scaling criteria for nuclear reactor thermal hydraulic", Nuclear Science and Engineering, 89, № 3, pp 207-216, March 1985.

42. Б.И. Нигматулин. Современные методы обоснования теплогидравлических аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах. Теплоэнергетика. 1990, №8, стр.21-27.

43. Д.А. Лабунцов. Физические основы энергетики. Избранные труды по теплообмену, гидродинамике, термодинамике. М.: Издательство МЭИ, 2000.

44. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. Теплоэнергетика, 1993, 6, с. 56-60.

45. М. Ishii, I. Kataoka. Similarity Analysis and Scaling Criteria for LWR's Under Single-Phase and Two-Phase Natural Circulation. NUREG/CR-3267, ANL-38-82, Argonne National Laboratory Argonne, Illinois, March, 1983.

46. Д.А. Лабунцов, T.M. Муратова. Исследование принципов моделирования аварийных ситуаций в элементах и системах ЯЭУ. Отчет о НИР по заказу ЭНИС. М., 1991,40 с.

47. Д.А. Лабунцов, Т.М. Муратова. Концепция моделирования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах АЭС с ВВЭР на интегральных стендах безопасности. Отчет о НИР по заказу ЭНИС. М., 1993,41 с.

48. Создание полномасштабного стенда безопасности ПСБ-ВВЭР-2 (10 МВт). ПСБ ВВЭР: Общее описание: Отчет о НИР (промежуточ.) / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель Б.И. Нигматулин; 2.430 Электрогорск, 1995. -Отв. исполн. Л.К. Тихоненко.

49. Исходные данные для проведения теплогидравлических расчетов реакторной установки ВВЭР -1000 типа В-320. Отчет ВНИИАЭС № ОЭ -2145.86, Москва, 1986.

50. Установка реакторная В-428. Перечень исходных данных для теплогидравлических расчетов. Материал ОКБ "Гидропресс" 428Д 8 / Подольск.- 1998.

51. Реакторная установка В-320. Техническое описание и информация по безопасности. 320.00.00.00.0000 Д61 / ОКБ Гидропресс.- 1987.

52. Основные исходные данные для проведения расчетного обоснования СОАИ для РУ В-320. Балаковская АЭС, энергоблок №4 / Балаково.- 1996.

53. Альбом специализированного оборудования АЭС с серийными блоками ВВЭР-1000. Издание международного хозяйственного объединения ИНТЕР-АТОМЭНЕРГО, Москва, 1989 г.

54. Аварии и инциденты на атомных электростанциях: Учебное пособие. — Под ред. С.П. Соболева. Обнинск: изд. ИАТЭ, 1992.

55. В.В. Стекольников, В.Ф. Титов. Причины повреждения коллекторов теплоносителя и меры повышения надежности парогенераторов ПГВ-1000. Атомная энергия, т.71, вып. 4, октябрь 1991.

56. Анализ эксперимента "Течь из первого контура во второй": Отчет о НИР / ИЛЬ ИЯЭ РНЦ "Курчатовский институт"; Руководитель И.В. Елкин.-90-12/1-11-01.-М.,2001.-93 с.-Отв. исполн. С.С. Пылев.

57. П.Л. Кириллов, Т.П. Богословская. Тепло- массообмен в ядерных энергетических установках. М.: Энергоатомиздат, 2000.

58. Программа экспериментальных исследований на крупномасштабном интегральном стенде ПСБ-ВВЭР. М.: Электрогорск, 2000.

59. A.V. Kapustin, G.I. Dremin. Relap5 analysis of PSB-WER natural circulation experiment with various primary inventories. Proceedings of the IYNC 2004, Toronto-Canada, May 9-13, 2004.

60. И.В. Елкин, И.А. Липатов, Г.И. Дремин, С.А. Галчанская, В.И. Гудков и др. Экспериментальные исследования аварийных режимов РУ ВВЭР-1000 на крупномасштабной установке ПСБ-ВВЭР. Годовой отчет ЭНИЦ за 2001 год. Электрогорск, 2002.

61. И.А. Липатов, Г.И. Дремин, С.А. Галчанская, С.М. Никонов, А.А. Ровнов, И. В. Елкин и др. Эксперименты на стенде ПСБ-ВВЭР в 2002 году. Годовой отчет ЭНИЦ за 2002 г.- Электрогорск, 2003.

62. V.N. Blinkov, O.I. Melikhov, G.I. Dremin, I.A. Lipatov, S.A. Galchanskaya, A.V. Kapustin, I.V. Elkin. PSB-WER natural circulation experiment. Proceedings of the ICAPP-2004, Pittsburgh, PA USA, June 13-17, 2004.

63. S.K. Moussavian, F. D'Auria, M. Salehi. Investigation of Natural Circulation Phenomena in WER-1000 Reactors. 11-th International Conference on Nuclear Engineering, Tokyo, Japan, April 20-23, 2003.

64. S.K. Moussavian, F. D'Auria, M. Salehi. Analysis of Natural Circulation Phenomena in WER-1000. Nuclear Engineering and Design, 229,2004, p. 25-46.

65. И.В. Елкин, Г.И. Дремин И.А. Липатов, С.А. Галчанская, А.В. Капустин и др. Естественная циркуляция теплоносителя при пошаговом дренировании первого контура стенда ПСБ-ВВЭР. Годовой отчет ЭНИЦ за 2003 год -Электрогорск, 2004.

66. Б.А. Дементьев. Ядерные энергетические реакторы— М.: Энергоатомиздат, 1990.

67. С.С. Пылев, И.В. Елкин, В.Л. Рогинская. Верификация кода КОРСАР на результатах экспериментов на стенде ПСБ-ВВЭР: Отчет о НИР (заключительный) / ИПБ ЯЭ РНЦ КИ. инв. № 90-12/01-10-03. - Москва,2003.

68. В.И. Горбуров, В.М. Зорин, Н.Г. Рассохин. Метод предельной оценки естественной циркуляции двухфазных сред в сложных пространственных контурах//Теплоэнергетика. 1992. №2. С.46-49.