автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя

На правах рукописи

СИДОРОВ Валерий Григорьевич

ИССЛЕДОВАНИЕ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ В ЦИРКУЛЯЦИОННОМ ТРУБОПРОВОДЕ И ОПУСКНОМ КАНАЛЕ КОРПУСНОГО РЕАКТОРА ПРИ АВАРИИ С МАЛОЙ ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

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

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

С

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ 2006 г.

Работа выполнена в федеральном государственном унитарном предприятии «Санкт-Петербургский Атомэнергопроект» (ФГУП «СПбАЭП») и в открытом акционерном обществе «Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И.И. Пол-зунова (ОАО «НПО ЦКТИ»).

Научный руководитель - доктор технических наук, профессор ■

Федорович Евгений Данилович

Научный консультант - кандидат технических наук

чРыбин Ростислав Александрович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Хабенский Владимир Бенцианович;

кандидат технических наук, доцент Агафонова Наталия Дмитриевна

Ведущая организация — ОКБ ОАО «Ижорские заводы».

• Защита диссертации состоится $ $ • 2006 г. на заседании

диссертационного совета Д 520.023.01 при открытом акционерном обществе «Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И. И. Ползунова» (ОАО «НПО ЦКТИ») по адресу: 194021, Санкт-Петербург, Политехническая ул., д. 24, актовый зал.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке ОАО «НПО ЦКТИ».

Отзывы на автореферат просьба направлять по адресу: 191167, Санкт-Петербург, Атаманская ул., д. 3/6, ОАО «НПО ЦКТИ», ученому секретарю диссертационного совета.

Автореферат разослан « 2006 г.

/

Ученый секретарь диссертационного совета

кандидат технических наук ^ ^япУнов

I. Общая характеристика работы.

При аварии с малой потерей теплоносителя после снижения давления в первом контуре реактора ВВЭР насосами САОЗ высокого давления осуществляется подача относительно холодной (30-50 °С) борированной воды в трубопровод холодной нитки. При этом возникает опасность попадания теплоносителя с низкой температурой на корпус реактора, которая усугубляется тем, что в процессе эксплуатации под влиянием флюэнса нейтронов происходит охрупчи-вание металла, сопровождающееся повышением температуры хрупкой прочности. Для исключения возможности теплового удара и высоких термических напряжений в металле корпуса реактора и циркуляционного трубопровода необходимо обеспечить подогрев заливаемой жидкости при ее движении от сопла заливки к корпусу реактора.

Во время аварии с малой потерей теплоносителя при срабатывании одной из уставок аварийной защиты реактора предусмотрено отключение ГЦН. При этом расход в циркуляционных петлях снижается со скоростью, соответствующей выбегу насоса, а затем стабилизируется на уровне естественной циркуляции 1 % от номинального). Возможно также полное прекращение циркуляции при образовании уровня теплоносителя в циркуляционной петле. Таким образом, заливка холодной воды САОЗ может осуществляться при наличии либо при отсутствии циркуляции теплоносителя в ГЦК.

Для ввода борированной воды в корпус реактора существуют различные варианты расположения узла впрыска системы САОЗ высокого давления на циркуляционном трубопроводе. На отечественных и зарубежных реакторных установках впрыск осуществляется преимущественно на участке холодной нитки от ГЦН до входа в корпус реактора. На реакторах ВВЭР-440 (например, АЭС «Ловииза», Финляндия) ввод борированной воды из САОЗ высокого давления осуществляется в вертикальный участок холодной нитки реактора. Для реактора ВВЭР-1000 проекта В-428 (Тяньваньская АЭС, Китай) сопло заливки размещено в верхней части сечения горизонтального участка холодной нитки циркуляционного трубопровода. Место расположения узла впрыска может существенно влиять на степень подогрева заливаемой воды.

Актуальность темы.

Проблема определения величины подогрева борированной воды, подаваемой насосами высокого давления при авариях с малой потерей теплоносителя, при ее движении по циркуляционному трубопроводу и опускному каналу реактора является важной с точки зрения обеспечения безопасной работы АЭС. В этих условиях для определения термических напряжений в стенках корпуса реактора и трубопроводов 1 контура необходимо знать распределение температуры и характеристики пульсаций температуры теплоносителя в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпуса реактора.

Определение температуры теплоносителя в опускном канале реактора позволит оценить опасность хрупкого разрушения корпуса реактора в условиях охрупчивания металла под воздействием флюэнса нейтронов.

Цель работы

Целью работы является получение характеристик перемешивания при заливке холодной борированной воды из САОЗ высокого давления в условиях аварии с малой потерей теплоносителя, создание расчетной методики для определения величины ее подогрева и выработка рекомендаций по организации ввода воды САОЗ в первый контур реакторной установки. Выполненная работа ориентирована на реакторные установки российского производства (реакторы ВВЭР), однако полученные результаты могут быть применены и для расчета температурных условий аналогичных зарубежных реакторов.

I Научная новизна

• Проведено экспериментальное исследование процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с малой потерей теплоносителя на прозрачной модели и модели высокого давления, имитирующих корпус и фрагмент циркуляционного трубопровода холодной нитки реакторной установки. При этом рассмотрены различные варианты ориентации сопла заливки и геометрии опускного канала корпуса реактора, а также проведено исследование подогрева заливаемой воды при различных положениях уровня теплоносителя в корпусе реактора.

На. основе обобщения опытных данных, полученных на экспериментальных установках, имитирующих реактор ВВЭР-1000, получены эмпирические зависимости для определения температурного режима в опускном канале реакторной установки при впрыске холодной борированной воды во время работы САОЗ высокого давления.

На основе полученных зависимостей и результатов опытов на горячей и холодной моделях разработана методика расчета температуры теплоносителя в трубопроводе холодной нитки и в опускном канале корпуса реактора при аварийной подаче воды для компенсации потерь теплоносителя при малой течи. Проведено исследование влияния различного расположения сопла заливки и даны рекомендации по конструкции узла ввода борированной воды. .

Практическая ценность работы

Разработанная методика позволяет определить температурное состояние теплоносителя в циркуляционной петле и в опускном канале корпуса реактора при впрыске борированной воды насосами САОЗ высокого давления.

Результаты работы могут быть использованы при постановке граничных условий в обосновании прочности корпуса реактора и циркуляционного трубопровода при подаче холодной борированной воды от САОЗ высокого давления. Рекомендации по организации узла впрыска могут быть /чменены при разработке новых проектов АЭС.

Полученные результаты применимы для обоснования безопасности работы РУ с ВВЭР при авариях с малой течью, при которых происходит функционирование САОЗ высокого давления. Разработанная автором методика ориентирована на конструктивные особенности российских корпусных реакторов и их рабочие параметры, однако возможно применение полученных результатов и для расчета температурного режима реакторов типа Р\УЯ в случае подобия конструкции сопла впрыска соответствующему узлу реактора ВВЭР.

Предмет защиты

В диссертации защищаются экспериментальные данные, полученные в опытах по исследованию процессов перемешивания на моделях циркуляционного трубопровода и опускного канала реакторной установки, и расчетная методика определения величины подогрева холодной борированной воды, подаваемой из САОЗ высокого давления.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на привлечении большого количества экспериментальных данных, как полученных автором на модельных установках с проведением оценки погрешности измерений, так и выявленных при анализе литературных источников. Для разработки расчетной методики были привлечены апробированные зависимости, полученные другими исследователями в работах по данной тематике.

Личный вклад автора

В диссертации представлены результаты экспериментальных исследований, выполненных автором самостоятельно, а также совместно с сотрудниками ОАО «НПО ЦКТИ». Автор принимал участие в проведении экспериментов, в обработке и анализе полученных опытных данных, разработал методику определения температурного состояния теплоносителя в данных условиях.

Апробация результатов исследования. Основные положения диссертации докладывались:

- на второй научно-практической конференции «Безопасность атомных станций», Госпроматомнадзор СССР, М., 1991 г,

- на конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС. Теплофизика 99». Обнинск, 1999 г,

- на конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах развития атомной энергетики, СПбАЭП, 2000 г.,

-на научно-практическом семинаре "Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР", С-Петербург, 12-14 сентября 2000 г,

- на научно-технических совещаниях в ОАО «НПО ЦКТИ» с участием специалистов ОАО «Ижорский завод» и ГАН РФ,

- на секциях атомной энергетики НТС ОАО «НПО ЦКТИ» и ФГУП «СПбАЭП» г. С-Петербург.

По результатам исследований были опубликованы 4 печатные работы и получено авторское свидетельство №1469996 ГК СССР по делам изобретений и открытий на изобретение «Устройство для ввода теплоносителя в корпус».

Структура диссертационной работы:

Диссертационная работа состоит из Введения, б основных глав, Заключения, 2 Приложений, а также содержит 59 рисунков и 5 таблиц. Список использованной литературы состоит из 47 наименований.

II. Основное содержание исследования.

Во Введении изложены вопросы актуальности, научной новизны, практической ценности, основных целей и задач диссертационной работы, приводится формулировка выносимых на защиту положений.

В Главе 1 представлен обзор работ отечественных и зарубежных авторов по рассматриваемой тематике.

На основании обзора были выявлены основные закономерности и обозначены наиболее значимые факторы для процесса перемешивания в 1 контуре РУ при подаче борированной воды САОЗ высокого давления.

В результате проведенного анализа для разработки методики расчета подогрева при перемешивании в настоящей работе был выбран подход, реализованный в инженерных кодах. Процессы перемешивания рассматриваются в них с отражением реальных физических явлений. Для описания отдельных физических явлений в этих кодах могут привлекаться эмпирические соотношения.

В Главе 2 приведено описание экспериментальных установок, созданных для исследования процессов перемешивания в 1 контуре РУ холодной борированной воды САОЗ высокого давления при аварии с малой потерей теплоносителя на стендовой базе НПО ЦКТИ. На первом этапе исследований эксперименты проводились на прозрачной модели (Рис. I).

В модели была предусмотрена возможность изменения диаметра подводящего трубопровода и ширины зазора опускного канала. В результате трансформации модели диаметр подводящего трубопровода изменялся в пределах 150 - 240 мм, ширина опускного зазора 16 - 39 мм, что соответствовало изменению геометрического масштаба моделирования от 1:5,5 до 1:13 от размера РУ ВВЭР-1000.

Модель высокого давления (Рис. 2) в масштабе 1:14,3 имитирует корпус реактора ВВЭР-1000. Все поперечные размеры шахты, опускного и подъемного каналов, а также подводящего трубопровода, моделирующего холодную нитку реактора ВВЭР-1000, выдержаны в заданном линейном масштабе.

Общий вертикальный размер корпуса увеличен с целью моделирования процессов перемешивания горячей воды в опускном канале с заливаемым раствором борной кислоты при положении уровня существенно ниже верхнего среза активной зоны.

Заливка холодной воды, имитирующая впрыск водного раствора бора, осуществлялась в модель циркуляционного трубопровода через сопла, конструктивно представляющие собой штуцеры с внутренними вкладышами, позволяющими изменять диаметр внутреннего отверстия.

г

Л

1 й---3! Я

- __ч - -Л- а а

/

Рис. 1 - Прозрачная модель реактора ВВЭР-1000 для изучения перемешивания в опускном канале и циркуляционном трубопроводе: /- патрубок заливки, 2 - имитатор холодной нитки циркуляционного трубопровода, 3 - модель опускного канала реактора, 4 - сливной патрубок, 1 -VI - сечения расположения термопар

1 В-В А~А

Рис. 2 Модель высокого давления ВВЭР-1000: /, 2,3,4 - различные варианты расположения сопел заливки, 5 - корпус модели, б - имитатор подъемной шахты реактора, 7, ¡1,13- опускной канал, 8 - подводящий трубопровод, 9 - электрический нагреватель, 1-1 У-распо ложен не термопар в подводящем трубопроводе

' Сопло № 1 расположено на верхней образующей трубопровода перпендикулярно его оси на расстоянии 660 мм от опускного канала модели реактора.

Сопло № 2 расположено в одном поперечном сечении с соплом №1 перпендикулярно осевой линии трубопровода, смещено на 45 градусов от верхней образующей трубопровода.

Сопло № 3 расположено на нижней образующей трубопровода на расстоянии 400 мм от опускного канала и наклонено на 45 градусов к оси трубопровода в сторону корпуса модели.

Сопло № 4 расположено на вертикальном опускном участке модели холодной нитки реактора перед гидрозатвором на расстоянии 2300 мм от опускного канала модели реактора.

В некоторых экспериментах на модели высокого давления для имитации общеконтурной циркуляции был организован циркуляционный контур с возможностью компенсации тепловых потерь.

На прозрачной модели были проведены 68 опытов. На модели высокого давления был проведен 51 опыт, при этом диапазон изменения давления в экспериментах составил от 0.8 до 5.5 МПа.

В Главе 3 представлены схемы измерений и методика проведения экспериментов на прозрачной модели и модели высокого давления. Здесь же приведены погрешности выполненных измерений и характеристики измерительных приборов.

В Главе 4 представлены результаты исследования процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе.

В Разделе 4.1 изложены предпосылки для моделирования процессов перемешивания в циркуляционном трубопроводе. В зависимости от места расположения сопла заливки можно выделить следующие характерные участки течения в трубопроводе.

При расположении узла впрыска на горизонтальном участке холодной нитки циркуляционного трубопровода у входа в опускной канал можно выделить участок струйного течения вблизи сопла заливки. При этом необходимым условием для корректного моделирования теплогидравлических процессов являются соблюдение для модели и реальной установки геометрического подобия и равенства модифицированного числа Фруда, в качестве характерного размера которого используется диаметр сопла заливки:

Fr = w f^jg Ар/pd (1)

Для участка течения в удалении от узла впрыска реализуется течение, когда заливаемая жидкость движется вдоль нижней образующей трубопровода с образованием устойчивого расслоения. При этом основным критерием является модифицированное число Фруда, определяющим размером которого является диаметр трубопровода. Устойчивость стратифицированного течения определА-

Ар oh

ется соотношением для критерия Ричардсона Вл ——— который в

Р ъ

опытах на моделях соответствовал значениям от 1.3 до 10.

В Разделе 4.2 представлены результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов на модели высокого давления, происходящих в циркуляционном трубопроводе РУ в отсутствие общеконтурной циркуляции. На Рис. 3 и 4 представлено распределение безразмерной температуры на квазистационарной стадии процесса заливки в модели высокого давления с заполненным горячим теплоносителем трубопроводом. На этой стадии происходит плавное снижение температуры теплоносителя в корпусе в соответствии с темпом снижения температуры насыщения при данном давлении. По оси ординат отложена безразмерная температура 4' = (¡гор— О' по оси абсцисс -

расстояние по вертикали от нижней образующей трубопровода до ¡-й точки, отнесенное к диаметру трубопровода у/И. Здесь индексы гор, зал и / соответственно, обозначают горячий теплоноситель, заливаемую воду и параметры в ¡-ой точке по высоте поперечного сечения трубопровода. Полному перемешиванию в трубопроводе соответствует значение Ч^ = 0.

0.2

-•ч \ 4 \

\г \

1 —«— *" Л— •—« 3 Д. \2 ^ v \ - -Л_______ \ ч t. -----------

0.2

y/d

Рис. 3 - Распределение относительной температуры по высоте сечения модели трубопровода холодной нитки ГЦК реактора, сопло № 1 :

взал = 0,081 кг/сек, t,„ =19 °С, trop = 246 °С, 1, 2, 3 - сечения измерения I, III, IV, соответственно

Рис. 4 - Распределение относительной температуры по высоте трубопровода (сечение 1/с1=\,\Ъ) при отсутствии общеконтурной циркуляции: 1 - сопло № 1, trop = 241 °С, tjajl = 24 °С, вил = 0,045 кг/с; 2 - сопло № 2, t,.op = 254 °С, tjajl = 20 "С, G3ajl = 0,04 кг/с, 3 - сопло № 3, trop = 238 "C.t^ = 22 °С, G3aJ1 = 0,041 кг/с; 4 - сопло № 4, trop. = 225 °C,t3M = 21 °С, Gjaj, =0,037 кг/с;

Как видно из Рис. 3 и 4, в трубопроводе устанавливалось т.н. «слоевое» течение, когда заливаемая вода движется к сливу из циркуляционного трубопровода в корпус реактора под слоем горячего теплоносителя. Температура в верхней части сечения трубопровода участка «сопло заливки - слив в опускной

канал» (Рис. 3) соответствовала температуре горячего теплоносителя, в тупиковой части устанавливался более низкий уровень температуры по сравнению с областью течения слоя. Стабильность температуры в тупиковой части можно объяснить наличием петли циркуляции; часть жидкости после соударения с днищем течет к его глухому концу, вытесняя находящуюся там жидкость.

Уровень температуры в нижней части сечений (см. Рис 3) практически не изменялся на участке «сопло - слив в опускной канал», менялась лишь высота слоя стекающей жидкости, определяемая как расположение максимального градиента температуры. Отсутствие подогрева при движении жидкости свидетельствует о существенном подавлении турбулентности силами плавучести на границе раздела холодного стекающего потока и горячего теплоносителя в условиях устойчивой стратификации течения, при котором затруднен массообмен слоя стекающей жиДкости и горячей воды в верхней части сечения циркуляционного трубопровода.

На Рис. 4 приведено изменение безразмерной температуры для различных вариантов расположения сопла заливки при приблизительно равных расходах заливаемой воды. При впрыске в вертикальный участок модели (сопло № 4) наблюдалась минимальная высота слоя жидкости в сливном сечении трубопровода, при этом подогрев заливаемого теплоносителя практически отсутствовал.

При впрыске в горизонтальный участок трубопровода (сопла № 1,2, 3) течение в нем имеет более сложный характер. В опытах наблюдался значительный подогрев заливаемой жидкости вблизи сопла заливки, связанный с вовлечением горячего теплоносителя струей заливаемой жидкости, что возможно лишь при постоянном подтоке горячего теплоносителя из корпуса модели. При заливке через сопло № 2 уровень температуры в трубопроводе ниже, чем при заливке через сопло № 1, что связано с уменьшением длины пути струи заливаемой жидкости.

В опытах при заливке холодной воды через сопло № 3, которое было расположено на нижней образующей трубопровода и наклонено на угол 45 градусов в направлении слива из трубопровода в корпус модели, наблюдался значительный подогрев впрыскиваемой воды, превышающий зарегистрированный в опытах с другими вар11антами расположения сопел при близких значениях расхода заливки.

Результаты экспериментов свидетельствуют и о значительном турбулизи-рующем воздействии нижней подачи воды на поверхность раздела потоков в трубопроводе. Таким образом, эксперименты с подачей заливаемой воды через сопло № 3 характеризуются максимальным уровнем подогрева теплрносителя в трубопроводе среди всех рассмотренных вариантов расположения сопел запивки при положении уровня теплоносителя в корпусе реактора выше верхней образующей трубопровода, однако и уровень пульсаций температуры, наблюдаемый в трубопроводе, максимален.

' В экспериментах, когда уровень теплоносителя в корпусе располагался ниже нижней образующей горизонтального участка модели холодной нитки

циркуляционного трубопровода, верхняя часть сечений заполнена паром с температурой насыщения, К наиболее тяжелому температурному режиму в трубо-* проводе приводит заливка в вертикальный участок контура (сопло № 4). При этом температура в сечении у слива соответствовала разности температур' заливаемой жидкости и пара, т.е. прогрев при движении слоя жидкости в горизонтальном трубопроводе практически отсутствовал.

В случае расположения сопел заливки в верхней части сечения трубопровода (сопла 1 и 2) наблюдался значительный подогрев заливаемой жидкости при ее движении в паровом пространстве. Показано, что для оценки подогрева в этих условиях можно рекомендовать расчетные рекомендации С.С. Кутателадзе, В. М. Боришанского, а также В.П. Исаченко для расчета подогрева струи при конденсации пара на ее поверхности, с учетом ограничения ее длины при наличии слоя стекающей жидкости.

В Разделе 4.3 приведены результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов на модели высокого давления, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора при наличии циркуляции в контуре.

Эксперименты показали, что наличие общеконтурной циркуляции значительно увеличивает подогрев теплоносителя в трубопроводе за счет более полного смешения в районе сопла заливки. При превышении определенного уровня расхода циркуляции в трубопроводе устанавливается «инерционный» режим течения, при котором отсутствует стратификация теплоносителя в трубопроводе, а температура потока равна температуре полного смешения.

Раздел 4.4 посвящен определению положения уровня стекающей жидкости на сливе из циркуляционного трубопровода в опускной канал. Для определения толщины слоя стекающей жидкости как в случае затопленного, так и для незатопленного подводящего трубопровода получено соотношение:

ределенный по характерному размеру трубопровода £>.

Здесь Лр/р - отношение разности плотностей заливаемой жидкости и горячего теплоносителя к плотности заливаемой жидкости.

В Разделе 4.5 изложена методика расчета подогрева заливаемой бориро-ванной воды в циркуляционном трубопроводе. Для определения степени смешения в трубопроводе в отсутствие общеконтурной циркуляции предлагается следующая методика. Течение в циркуляционном трубопроводе в области сопла заливки рассматривается как распространение круглой струи в ограниченном затопленном пространстве.

Предполагается, что вовлечение горячей воды струей осуществляется до ее контакта со стекающим слоем жидкости, после чего происходит течение в

Н_ И

= 0.96/^Гд

0.5

(2)

модифицированный критерий Фруда, оп-

слое по направлению к сливу в опускной канал реактора. Изменение толщины слоя по длине трубопровода на участке от сопла до слива рассчитывается из уравнения Бернулли для слоя стекающей жидкости с учетом действия сил трения.

Гидравлический коэффициент межслоевого трения, определенный по методике Нетюхайло А.П. и Шеренкова И.А. рассчитывается по зависимостям-:

=2,4^-°-9 приГ<150 (3)

Ямж. = 0,08^-°-54 при /=>1650 (4)

здесь F— параметр устойчивости, определяемый по зависимости: F = Re, Ffs =_^_=_^_ (5)

Рш-Ушч Рго/Угир g * <5 ^ ^ Рш-Ушч ^ РщУгар V +V V + V

шч riip зал гор

S - толщина пограничного слоя между движущимися слоями, g* = g(Ap/р). Aw - разность скоростей слоев жидкости.

. В диапазоне значений F =(150 - 1650) значение Лиш, рассчитывается путем интерполяции предельных значений.

Полагается, что весь подогрев теплоносителя осуществляется за счет вовлечения горячего теплоносителя струей заливаемой воды до ее контакта с слоем жидкости. При движении жидкости в слое подогрев отсутствует. Данное предположение хорошо согласуется с результатами экспериментов, представленными в главе 4.2.

Для определения объемного расхода теплоносителя в поперечном сечении струи использовалась модель Г.Н.Абрамовича:

— = 1+0,76—+ 1,32

Qo Ro

\2

■ начальный участок струи (6)

Q ' — = 2,18

— + 0,29

\Ro j

основной участок струи (7)

2о

Здесь а = 0,076 - коэффициент структуры струи, Я0 - радиус сопла впрыска, 5 - длина пути струи, Я = с/ - Иютт для расположения сопла заливки на

верхней образующей трубопровода холодной нитки под углом 90 градусов к его оси.

Предлагаемая методика расчета реализована в виде компьютерной программы, позволяющей рассчитать величину относительного подогрева по геометрическим характеристикам трубопровода холодной нитки и режимным параметрам заливки.

На Рис. 5 представлены результаты расчета относительного подогрева в трубопроводе

G

£ = ■

пр _

¥

(8)

Е ЭКСП

1 1.2

Рис. 5 - Соотношение опытных данных и полученных значений относительного подогрева при расчете по зависимостям 6, 7. Сплошная линия - расчет по зависимостям, пунктирные линии - отклонение 15 % от расчета:

А - модель HDR (Wolf и др., Германия)

О -данные настоящей работы

Отклонение результатов расчета от опытных данных укладываются в рамки ± 15%.

В Главе 5 представлены результаты исследования перемешивания в опускном канале реактора.

В Разделе 5.1 показаны критерии моделирования процессов перемешивания в опускном канале реактора. Основным параметром моделирования является геометрическое подобие по числу Фруда: Fr = w /-JgAp/pel = idem (9)

При соблюдении моделирования по критерию Фруда определены масштабные коэффициенты для модельного расхода заливаемой жидкости.

В Разделе 5.2 приведены результаты экспериментов по моделированию процессов перемешивания в опускном канале реактора на прозрачной модели. Отмечено, что характер течения заливаемой жидкости в опускном канале носит струйный характер, Измерения температуры в поперечных сечениях опускного канала показало наличие автомодельного профиля, описываемого кривой распределения Гаусса.

При увеличении расхода заливаемой воды ширина струи в опускном канале увеличивается, увеличивается и темп проникновения (скорость движения переднего фронта струи).

По результатам опытов можно сделать вывод, что вертикальная ось выходного сечения трубопровода холодной нитки не всегда совпадает с осью струи, что подтверждается и профилем измеряемых температур в горизонтальных сечениях опускного канала. Практически во всех опытах зафиксированы систематические отклонения в разные стороны оси струи от вертикальной оси подводящего патрубка, а также низкочастотные колебания струи в горизонтальном направлении. Вследствие этого нельзя говорить о фиксированном положении струи холодной жидкости, и оценку «хрупкой прочности» следует вести по минимальной температуре на оси струи.

По результатам скоростной фотосъемки были измерены скорости распространения фронта струи заливаемой жидкости при ее движении в опускном канале модели. Измерения показали, что при увеличении полного импульса потока в сечении подводящего трубопровода у слива в опускной канал скорость распространения фронта струи в опускном канале увеличивается, однако темпы этого увеличения снижаются.

В Разделе 5.3 представлены результаты экспериментов по моделированию перемешивания в опускном канале реактора на модели высокого давления. Результаты опытов в целом подтвердили основные выводы, полученные при анализе экспериментов, выполненных на прозрачной модели. Отмечено наличие низкочастотных колебаний температуры в области распространения струи в опускном канале. По мере удаления от нижней образующей подводящего трубопровода происходит постепенное затухание пульсаций, при этом средняя и минимальная температура в поперечных сечениях повышаются.

Полученные данные были использованы для создания эмпирической расчетной зависимости для определения температуры в опускном канале реактора при заливке холодной воды в 1 контур в условиях аварии с малой потерей теплоносителя.

В Разделе 5.4 получены эмпирические зависимости, характеризующие гемперг. гурное состояние в опускном канале реакторной установки (Рис.6 и 7). Опытные данные ОКБ «Гидропресс» для реактора ВВЭР-440, представленные на Рис. 7, получены в эксперименте на РУ Кольской АЭС.

Струйный характер течения позволяет предположить, что изменение теп-логидравлических параметров (скорость, плотность, температура) по длине оси струи зависит от характерного размера, определяющего геометрические размеры начального сечения струи, сформировавшейся после поворота потока в опускной канал.

В качестве определяющего размера, аналогичного диаметру сопла при обычном струйном течении, был принят параметр Ь0у характеризующий начальную ширину струи в том месте опускного канала, где заливаемая вода заполняет всю его ширину от стенки корпуса до стенки шахты:

00,75 1-)0,125

о =.л___. (10)

Значение Ьа было получено в предположении сохранения полного импульса потока при его повороте в опускной канал реактора из трубопровода холодной нитки, К— коэффициент пропорциональности.

м

-ег2—

у/у0,5

иьо

Рис. 6 - Профиль осреднен-1ых безразмерных температур в юперечном сечении опускного <анала. Сплошная линия - зависимость (12):

'Ртах - безразмерная температура на оси струи

Рис. 7 - Распределение безразмерной температуры по длине опускного канала реактора. Сплошная линия - тренд опытных данных ЦКТИ: ряд 1 - прозрачная модель ЦКТИ

ряды 2,3,7 - модель ЦКТИ высокого давления ряды 4,5,6 - модель высокого давления иРТИ (Германия)

ряд 9 - реактор ВВЭР-440 (Кольская АЭС)

По результатам экспериментальных исследований были получены эмпирические зависимости для распределения температур и амплитуды пульсаций температуры в опускном канале.

Распределение нормированной температуры по длине опускного канала имеет вид:

/

А Т

А Тп

= 0,73

I

01)

са:

Профиль температуры в поперечных сечениях определяется кривой Гауе-АТ/АТ0 = (Т„,Р-Т)1(Т^ -Т0) -ехр(-ЯГг/Ь2) (12)

Я = (1/Л)05 =1.15 (13)

..Здесь АТ/АТо-Ч^ — безразмерная температура, / — расстояние от нижней образующей сливного сечения холодной нитки циркуляционного трубопровода.

Соотношение (10) получено при изменении относительной координаты 1/Ьо в пределах [0,43-95]

В Главе 6 представлены пульсационные характеристики процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе и в опускном канале, полученные на модели высокого давления при различных вариантах расположения сопла заливки.

Движение слоя жидкости в трубопроводе сопровождается пульсацией температуры, причем максимальная амплитуда пульсаций соответствовала области с максимальным градиентом температуры в вертикальном сечении подводящего трубопровода. В экспериментах наблюдался больший уровень амплитуды пульсаций при малых расходах заливки, что, вероятно, связано с особенностями волнообразования в стратифицированных слоях малой высоты. Данный вопрос требует более тщательного изучения с постановкой дополнительных экспериментов.

В случае общеконтурной циркуляции теплоносителя область пульсаций температуры смещается в верхнюю часть сечения трубопровода. Несмотря на значительную относительную величину пульсаций, их абсолютное значение невелико.

Как показал анализ пульсаций температур в опускном канале, наибольшая амплитуда пульсаций наблюдается на оси струи и убывает по ходу струи

(Рис.8). По результатам экспериментов 23е//ио получена эмпирическая зависимость

изменения максимальной относительной амплитуды пульсаций:

-----------09 .

Í1 7 \

0.1 '

\ ♦

♦

-1 1 ■ «ИЗ"

A tn

= 0,65

Г1Л

-0,93

(14)

0.1

4 иьо

10 100

Рис. 8 Изменение относительной амплитуды пульсаций по длине опускного канала

где 2Se - полная амплитуда пульсаций, °С, At0 - разность температур на оси струи и на ее границе.

Наиболее опасный режим в циркуляционном трубопроводе в экспериментах на модели высокого давления возникал, когда в процессе заливки уровень теплоносителя переходил отметку врезки трубопровода в корпус модели, при начальном уровне, расположенном ниже этой отметки. Следует отметить наличие значительных пульсаций температуры, причем их размах (двойная амплитуда) достигает разности температур горячего теплоносителя и заливаемой воды. В этом случае даже самая нижняя термопара регистрировала периодические поступления горячей воды с температурой горячего теплоносителя. Такой режим является особенно неблагоприятным для прочности металла подводящего трубопровода.

В Заключении формулируются основные результаты работы.

Рис.9 - Расчет подогрева впрыска ЖБ в опускном канале для ВВЭР-1000 РУ В-42 8

В Приложении 1 приведено описание и текст программы ЬОТОК для расчета подогрева в циркуляционном трубопроводе при впрыске воды -САОЗ высокого давления.

В Приложении 2 к диссертации представлен пример расчета температурного состояния в горячем циркуляционном трубопроводе и в опускном канале реактора для реакторной установки с реакторами ВВЭР 1000 проекта В-428 (Тяньваньская АЭС, КНР). Результаты расчета приведены на Рис.9.

Основные выводы по результатам исследования:

В диссертации представлены результаты экспериментального исследования перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод реакторной установки при аварии с малой потерей теплоносителя.

1. Процесс смешения жидкостей в опускном канале реактора носит характер распространения струи, истекающей в затопленное пространство. Результаты опытов свидетельствуют о неустойчивом характере движения струи холодной жидкости в затопленном объеме опускного канала, периодическом смещении оси струи от вертикали и пульсациях температуры.

2. При расположении сопел заливки на горизонтальном участке холодной нитки ГЦК, примыкающем .к корпусу реактора, в нем осуществляется подогрев заливаемой воды. Вовлечение горячего теплоносителя заливаемой струей холодной жидкости осуществляется на участке струйного течения вблизи сопла заливки. На слоевом участке движения от сопла впрыска до опускного канала подогрев незначителен из-за подавления сдвиговой турбулентности силами плавучести на границе контакта холодной и горячей жидкостей.

3. Эксперименты показали, что наличие общеконтурной циркуляции значительно увеличивает подогрев теплоносителя в трубопроводе. При превышении определенной величины расхода циркуляции в трубопроводе устанавливается «инерционный» режим течения, при котором отсутствует стратификация теплоносителя в трубопроводе, а температура по*ока равна температуре полного смешения.

4. По результатам проведенных исследований можно заключить, что для смягчения температурного режима в РУ при подаче борированной воды САОЗ высокого давления предпочтительно расположение сопла заливки в верхней части поперечного сечения горизонтального участка циркуляционного трубо-

провода у слива в опускной канал реактора. Такая конструкция впрыска реализована в проекте РУ В-428 (Тяньваньская АЭС в Китае), для этого случая в диссертации выполнена оценка подогрева заливаемой воды САОЗ высокого давления.

5. Получены данные по амплитудно-частотным характеристикам пульсаций температуры в горизонтальном трубопроводе и опускном канале реактора на квазистационарной стадии процесса заливки.

6. Разработана методика расчета температурного состояния в подводящем трубопроводе и опускном канале реактора. Для определения подогрева в подводящем трубопроводе создана программа LOTOK., которая позволяет рассчитать теплогидравлические параметры в сливном сечении в корпус реактора. В основу программы положена методика, представленная в Разделе 4.3 диссертации. Полученные в результате расчета по программе LOTOK значения расхода и температуры заливаемой жидкости используются при определении величины и пульсационных характеристик температуры в опускном канале по зависимостям 11-14.

7. Полученные данные по распределению температур и их пульсаций в подводящем трубопроводе и опускном канале позволяют провести оценку опасности xnvnKÖro разрушения корпуса реактора при подаче в него холодной бори-рованнои воды из САОЗ высокого давления. Настоящая методика может быть использована также для задания тепловых граничных условий при впрыске воды высокого давления в расчете прочности и долговечности элементов первого контура реакторных установок.

Основные положения и результаты диссертационной работы отражены в следующих публикациях:

1. Давыдов С.С., Рыбин P.A., Смирнов Е.Л., Готовский М.А., Тишенино-ва В.И., Сидоров В.Г.и др. Исследование процессов перемешивания в опускном канале ВВЭР. «Теплоэнергетика», Энергоатомиздат, 1987, №12.

2. Рыбин P.A., Сидоров В.Г., Дукина И. А.и др. Влияние расположения сопла инжекции САОЗ высокого давления на подогрев инжектируемой воды в циркуляционном трубопроводе. «Тяжелое машиностроение», 1993, №10.

3. Судаков A.B., Сидоров В.Г., Готовский М.А., Рыбин P.A. Температурное состояние теплоносителя 1 контура ВВЭР в условиях впрыска воды САОЗ высокого давления в авариях с малой потерей теплоносителя. Сборник Труды ЦКТИ «Методы повышения технического уровня и надежности элементов оборудования ТЭС и АЭС», выпуск 293, под ред. Ю.К. Петрени, A.B. Судакова, СПб, 2004.

4. В.Г Сидоров, P.A. Рыбин, М.А. Готовский, В.О. Кухтевич Экспериментальное исследование процессов перемешивания в трубопроводе и опускном канале корпусного реактора с малой потерей теплоносителя. Тезисы докладов отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС. Теплофизика 99». Обнинск, 1999 г.

Перечень сокращений и условных обозначений

АЭС - атомная электростанция

ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор

САОЗ — система аварийного охлаждения зоны

ГЦН - главный циркуляционный насос

РУ - реакторная установка

ГЦК - главный циркуляционный контур

Р\УЯ - реактор с водой под давлением

Рг - модифицированный критерий Фруда

Ее - критерий Рейнольдса

у

_ _ "ЯГ"

£) - критерий Шмидта

критерий Ричардсона скорость, м/с плотность, кг/м3

ускорение свободного падения, м/с2 диаметр сопла заливки, трубопровода ширина зазора в опускной шахте реактора высота (толщина) слоя, м массовый (кг/с), объемный (м3/с) расход температура, °С

гидравлический коэффициент трения разность плотностей, кг/м3 противоток амплитуда пульсаций

т

IV, и

р

8

с1, О 5 11

о, а

г

Я

А Р пр

ПЛД №69-378 от 09.06.1999.

Ротапринт. Подписано в печать 23.10.2006. Формат бумаги 60х84'/|6.

Объем 1 уч. - изд. л. Бумага офсетная. Тираж 100. Заказ 180.

ОАО «НПО ЦКТИ». 191167, Санкт-Петербург,' ул. Атаманская, д. 3/6

Введение.

ГЛАВА 1. Анализ работ отечественных и зарубежных авторов по исследованию перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя.

ГЛАВА 2. Описание экспериментального оборудования.

ГЛАВА 3. Схема измерений, погрешности и методика проведения эксперимента.

ГЛАВА 4. Исследование процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе.

4.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в циркуляционном трубопроводе.

4.2 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, в отсутствии общеконтурной циркуляции.

4.3 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, при наличии циркуляции в контуре.

4.4 Определение положения уровня стекающей жидкости на сливе из циркуляционного трубопровода в опускной канал.

4.5 Расчет подогрева заливаемой борированной воды в циркуляционном трубопроводе.

ГЛАВА 5 Исследование процесса перемешивания в опускном канале реактора.

5.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в опускном канале реактора.

5.2 Результаты экспериментов по моделированию процессов перемешивания в опускном канале реактора на прозрачной модели.

5.3 Результаты экспериментов по моделированию перемешивания в опускном канале реактора на модели высокого давления.

5.4 Температурное состояние в опускном канале реакторной установки.

ГЛАВА 6. Пульсационные характеристики процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе и в опускном канале.

При аварии с малой потерей теплоносителя после снижения давления в первом контуре реактора ВВЭР насосами САОЗ высокого давления осуществляется подача относительно холодной (30-50 °С) борированной воды в трубопровод холодной нитки. При этом возникает опасность попадания теплоносителя с низкой температурой на корпус реактора, которая усугубляется тем, что в процессе эксплуатации под влиянием флюэнса нейтронов происходит охрупчивание металла, сопровождающееся повышением температуры хрупкой прочности. Для исключения возможности теплового удара и высоких термических напряжений в металле корпуса реактора и циркуляционного трубопровода желательно обеспечить подогрев заливаемой жидкости при ее движении от сопла впрыска к корпусу реактора.

При аварии с малой потерей теплоносителя при срабатывании одной из уставок аварийной защиты реактора предусмотрено отключение главного циркуляционного насоса (ГЦН). При этом расход в циркуляционных петлях снижается со скоростью, соответствующей выбегу насоса, а затем стабилизируется на уровне естественной циркуляции (~1% от номинального). Возможно также полное прекращение циркуляции при образовании уровня теплоносителя в циркуляционной петле.

Для ввода борированной воды в корпус реактора существуют различные варианты расположения узла впрыска системы САОЗ высокого давления на циркуляционном трубопроводе. На отечественных и зарубежных реакторных установках впрыск осуществляется преимущественно на участке холодной нитки от ГЦН до входа в корпус реактора. На реакторах ВВЭР-440 (АЭС «Ловииза» Финляндия) ввод борированной воды из САОЗ высокого давления осуществляется в вертикальный участок холодной нитки реактора. Для реактора ВВЭР-1000 проекта В-428 сопло заливки размещено в верхней части сечения горизонтального участка холодной нитки циркуляционного трубопровода. Место расположения узла впрыска может существенно влиять на степень подогрева заливаемой воды.

Актуальность темы

Проблема определения степени подогрева борированной воды, подаваемой насосами высокого давления при авариях с малой потерей теплоносителя, является важной с точки зрения обеспечения безопасной работы АЭС. В этих условиях для определения термических напряжений в стенках корпуса реактора и трубопроводов 1 контура, оценки опасности разрушения за счет термоудара, необходимо знать распределение температуры и характеристики пульсаций температуры теплоносителя в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпуса реактора.

Цель работы

Целью диссертации является получение характеристик процесса перемешивания при заливке холодной борированной воды из САОЗ высокого давления в условиях аварии с малой потерей теплоносителя, создание расчетной методики для определения величины ее подогрева и выработка рекомендаций по организации ввода воды САОЗ в первый контур реакторной установки. Выполненная работа ориентирована на реакторные установки российского производства (реакторы ВВЭР), однако полученные результаты могут быть применены и для расчета температурных условий аналогичных зарубежных реакторов.

Научная новизна

Проведено экспериментальное исследование процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с малой потерей теплоносителя на прозрачной модели и модели высокого давления, имитирующих корпус и фрагмент циркуляционного трубопровода холодной нитки реакторной установки. При этом рассмотрены различные варианты ориентации сопла заливки и i еометрии опускного канала корпуса реактора, а также проведено исследование подогрева заливаемой воды при различных положениях уровня теплоносителя в корпусе реактора.

На основе обобщения опытных данных, полученных на экспериментальных установках, имитирующих реактор ВВЭР-1000, получены эмпирические зависимости для определения температурного режима в опускном канале реакторной установки при впрыске холодной борированной воды во время работы САОЗ высокого давления.

На основе полученных зависимостей и результатов опытов на горячей и холодной моделях разработана методика расчета температуры теплоносителя в трубопроводе холодной нитки и в опускном канале корпуса реактора при аварийной подаче воды для компенсации потерь теплоносителя при малой течи. Проведено исследование влияния различного расположения сопла заливки и даны рекомендации по конструкции узла ввода борированной воды.

Практическая ценность работы

Разработанная методика позволяет определить температурное состояние теплоносителя в циркуляционной петле с впрыском борированной воды и в опускном канале корпуса реактора.

Результаты работы могут быть использованы при постановке граничных условий в обосновании прочности корпуса реактора и циркуляционного трубопровода при подаче холодной борированной воды от САОЗ высокого давления. Рекомендации по организации узла впрыска могут быть применены при разработке новых проектов АЭС.

Полученные результаты применимы для обоснования безопасности работы РУ с ВВЭР при авариях с малой течью, при которых происходит функционирование САОЗ высокого давления. Разработанная автором методика ориентирована на конструктивные особенности российских корпусных реакторов и их рабочие параметры, однако возможно и применение полученных результатов и для расчета температурного режима реакторов типа PWR в случае подобия конструкции сопла впрыска соответствующему узлу реактора ВВЭР.

Предмет защиты

Автор защищает экспериментальные данные, полученные в опытах по исследованию процессов перемешивания на моделях циркуляционного трубопровода и опускного канала реакторной установки, и расчетную методику определения величины подогрева холодной борированной воды из САОЗ высокого давления.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на привлечении большого количества экспериментальных данных, как полученных автором на модельных установках, так и выявленных при анализе литературных источников. Для разработки расчетной методики были привлечены апробированные зависимости, полученные другими авторами.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие в экспериментальных исследованиях по указанной тематике, проведенных на стендовой базе НПО ЦКТИ в рамках договора с ОАО «Ижорский завод» и Научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России.

Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал в работах, положенных в основу представленной диссертации, в выпуске тематических отчетов по этапам договора. Автор принимал участие в проведении экспериментов, в обработке и анализе полученных опытных данных, разработал расчетную методику для описания интенсивности рассматриваемых процессов.

Апробация результатов исследования

Основные положения диссертации докладывались:

- на второй научно-практической конференции «Безопасность атомных станций», Госпроматомнадзор СССР, М., 1991 г,

- на конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС. Теплофизика 99». Обнинск, 1999 г,

- на конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах развития атомной энергетики, СПбАЭП, 2000 г.,

- на научно-технических совещаниях в ОАО «НПО ЦКТИ» с участием специалистов ОКБ ОАО «Ижорские заводы» и ГАН РФ,

- на секциях атомной энергетики НТС ОАО «НПО ЦКТИ» и ФГУП «СПбАЭП» г. С-Петербург.

По результатам работ были опубликованы 4 печатные работы и получено авторское свидетельство №1469996 Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий на изобретение «Устройство для ввода теплоносителя в корпус».

Структура диссертационной работы

Диссертационная работа состоит из Введения, 6 основных глав, Заключения, 2 Приложений, а также содержит 59 рисунков и 5 таблиц. Список использованной литературы состоит из 47 наименований.

Выводы по Главе 6

1. Как визуальные наблюдения, так и непосредственное измерение температур в потоке смешивающихся жидкостей свидетельствует о пульсационном характере перемешивания. Пульсации температуры были зарегистрированы как в подводящем трубопроводе, так и в опускном канале.

2. Получены данные по амплитудно-частотным характеристикам пульсаций температуры в горизонтальном трубопроводе на квазистационарной стадии процесса заливки. Опыты показали, что движение слоя жидкости в трубопроводе сопровождается пульсацией температуры, причем их максимальная амплитуда соответствовала области с максимальным градиентом температуры в вертикальном сечении подводящего трубопровода. В экспериментах наблюдалось больший уровень амплитуды пульсаций при малых расходах заливки, что, вероятно, связано с особенностями волнообразования в стратифицированных слоях малой высоты. Данный вопрос требует более тщательного изучения с постановкой дополнительных экспериментов.

3. В случае общеконтурной циркуляции теплоносителя область пульсаций температуры смещается в верхнюю часть сечения трубопровода. Несмотря на большую относительную величину пульсаций, их абсолютное значение невелико.

4. Наиболее опасный режим в циркуляционном трубопроводе в экспериментах на модели высокого давления возникал, когда в процессе заливки уровень теплоносителя переходил отметку врезки трубопровода в корпус модели, при начальном уровне в опыте, расположенном ниже этой отметки. Следует отметить наличие значительных пульсаций температуры, причем их размах (двойная амплитуда) достигает разности температур горячего теплоносителя и заливаемой воды. В этом случае даже самая нижняя термопара регистрировала периодические поступления горячей воды с температурой горячего теплоносителя. Такой режим является особенно неблагоприятным для прочности металла подводящего трубопровода.

5. Как показал анализ пульсаций температур в опускном канале, наибольшая амплитуда пульсаций наблюдается по оси струи и убывает по ходу струи. По результатам экспериментов получена эмпирическая зависимость изменения максимальной амплитуды пульсаций по длине опускного канала (6.1).

Заключение

В настоящей работе представлены результаты экспериментального исследования процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с "малой" потерей теплоносителя. Основной задачей проведенных исследований была разработка методики определения температурного состояния в опускном канале и трубопроводе холодной нитки при подаче в 1 контур РУ относительно холодной воды САОЗ высокого давления.

Выполненные эксперименты на прозрачной модели и модели высокого давления позволили выявить основные закономерности процесса перемешивания и разработать методику расчета.

1. Установлено, что в опускном канале реактора процесс смешения жидкостей носит характер распространения струи, истекающей в затопленное пространство. Визуальные наблюдения процессом смешения свидетельствуют о неустойчивом характере движения струи холодной жидкости в затопленном объеме опускного канала, вследствие чего нельзя говорить о фиксированном положении струи холодной жидкости, и оценку хрупкой прочности следует вести по температуре на оси струи. Как визуальные наблюдения, так и непосредственное измерение температур в потоке смешивающихся жидкостей свидетельствует о пульсационном характере перемешивания.

2. Анализ опытных данных по распределению температур в циркуляционном трубопроводе, по которому холодная воды подается в корпус реактора, показал, что при расположении сопел заливки на горизонтальном участке холодной нитки ГЦК, примыкающем к корпусу реактора, процесс перемешивания заливаемой воды с горячим теплоносителем первого контура реактора начинается уже в циркуляционном трубопроводе. При этом в трубопроводе устанавливается такой режим течения, в котором поток заливаемой жидкости вместе с частью присоединенного горячего теплоносителя движется по днищу циркуляционного трубопровода в виде слоя, над которым существует противоток горячего теплоносителя от корпуса реактора к месту расположения сопла впрыска. Ввиду подавления сдвиговой турбулентности силами плавучести на границе контакта холодной и горячей жидкостей подогрев при течении от сопла впрыска до опускного канала незначителен.

3. Эксперименты показали, что наличие общеконтурной циркуляции значительно увеличивает подогрев теплоносителя в трубопроводе. При превышении определенной величины расхода циркуляции в трубопроводе устанавливается «инерционный» режим течения, при котором отсутствует стратификация теплоносителя в трубопроводе, а температура потока равна температуре полного смешения.

4. По результатам проведенных исследований можно заключить, что для смягчения температурного режима в РУ при подаче борированной воды САОЗ высокого давления предпочтительно расположение сопла заливки в верхней части поперечного сечения горизонтального участка циркуляционного трубопровода у слива в опускной канал реактора.

5. Получены данные по амплитудно-частотным характеристикам пульсаций температуры в горизонтальном трубопроводе и опускном канале реактора на квазистационарной стадии процесса заливки.

Обнаружено, что наиболее опасный пульсационный режим в циркуляционном трубопроводе в экспериментах на модели высокого давления возникал, когда в процессе заливки уровень теплоносителя переходил отметку врезки трубопровода в корпус модели, при начальном уровне, расположенном ниже этой отметки. Опыты показали наличие значительных пульсаций температуры, причем максимальная амплитуда достигала разности температур горячего теплоносителя и заливаемой воды. Такой режим является особенно неблагоприятным для прочности металла подводящего трубопровода.

6. Разработана методика расчета температурного состояния в подводящем трубопроводе и опускном канале реактора.

Для определения подогрева в подводящем трубопроводе разработана программа LOTOK, которая позволяет рассчитать теплогидравлические параметры в сливном сечении в корпус реактора. Для создания программы использована методика, изложенная в Разделе 4.3. В Приложении 1 представлено описание и приведен текст программы LOTOK.

Полученные в результате расчета по программе LOTOK значения расхода и температуры заливаемой жидкости используются при определении величины и пульсационных характеристик температуры в опускном канале по зависимостям 5.4-3, 5.4-4, 6-1.

1. Cheverton R.D., Canonico D.A., Holz P.P., Islander S.K., Nanstand R. K. And Stelzman W.J. Fracture mechanics data deduced from thermal-shock and related experiments with LWR pressure vessel material. Trans ASME , 1983, №2

2. Mixing Phenomena of Interest to SBLOCA's. Invited paper to the "Specialists Meeting on small Break LOCA Analyses in LWR's", Pisa, Italy, 1985

3. Reactor Thermal Shock Problems. Trans, of the American Nuclear Society, Yune 6-10, 1982, vol. 41, 1-172, 1982.

4. Tacking the pressurized thermal shock issue. Nucl. Eng. Jnt., May, 1982.

5. Ackerson D. C., Balkey K. R., Mayer T. A. et al. A quantitative methodology for reactor vessel pressurized thermal shock decision making. Nuclear engineering and design, 1982, v.75, p.p. 405-414.

6. Phung D.L., Cottrell W.B. Severity, causes and frequencies pressure vessel thermal shock experience at U.S. pressurized water reactor. Nuclear Safety, №4, 1981, p.p. 375-388.

7. Miksch M., Lenz E., Xohberg R. Beitage zur Thermoscock und Termoscockich-beanspruchung in Waagrechten Speisewasserleitungen in LWR's. Muterialpriifungsamt, Seminar Briichsicherheit und Verfiigburkeit Stuttgart, Oktober, 1983.

8. Schmidt F., Burger В., Bualuses of the jets MPA thermal-shock experiment with TRAC. Nucl. Eng.Des, 1986, 2-3.

9. Y.A. Hassan, J.B. Rice, J.h Kim. Comparison of Measured and Predicted Thermal Mixing Tests using Difference Technique. Nucl. Eng. Des, 76, 1983, p. 153-160.

10. Y. A. Yassan, J. H. Kim. Computational investigation fluid and thermal mixing of the EPR1/CREARE one-fifth-scale facility. Nucl. Technology, 68, №3, 1985, p. 395-407.

11. B. Chexal, J. Chao, R. Nichell, T Grierbach. Simple Mixing Model for Pressurized Thermal Chock Applications. Nucl. Eng.Des,74,1982, p.192-157.

12. L.Wolf, W. Hoffner, K. Fisher, U. Shygulla and W. Baumann. Application of engeneering and multi-dimentional finite difference codes to HDR thermal mixing experiments. Nucl. Eng.Des, 108, 1988, p.137-165.

13. L. Wolf, U. Schyguila, W. Haffner. Results of Thermal Mixing Tests at the HDR-Facility and comparisons with best estimate and Simple Codes. Nucl. Eng.Des, 99, 1987, p. 287-304.

14. P.A. Weiss, R.J. Herfner. UPTF test results: first three separate effect test. Nucl. Eng. Des., 108, 1988, p. 249-263.

15. P.H. Rothe, B. A. Valenzneva, С. H Sun. Thermal Mixing Flow Visualization. Heat Transfer 86, 8-th Int.Conf., ,Washangton, 17-22 aug. 1986, vol. 5.

16. H. Tuomsto, J. Hytonen, P. Mustanen. Two-fifth Scale Thermal Mixing Tests in a Semiannular Downsomer and cold legs. International ans/ens topical Meeting on thermal reactor Safety . Febr2-6, 1986, San-Diego,California.

17. H. P. Nourbakhsh and T.G Theofanous. A Criterion for Predicting Thermal Stratification Due to High-Pressure Injection in a Circulating Reactor Loop. Nucl. Eng. Des., 94, 1986, p. 77-79.

18. K.M Sun and S. Oh, A correlation for entrainment of water in a reactor cold leg by coolant injection under stagnant loop flow, ASME; Paper No. 83-WA/HT-39

19. Опытные данные по перемешиванию теплоносителя в моделях опускного канала реактора. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1984.

20. Исследование температурных полей при перемешивании холодной воды в опускном канале реактора. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1984.

21. Анализ и обобщение опытных данных по перемешиванию воды в опускном канале. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1985.

22. Исследование перемешивания воды в опускном канале реактора. Логинов С. А., Стребнев Н. А., Филь Н.С., Спассков В. П., Вопросы атомной науки и техники. Физика и техника ядерных реакторов, М., № 4,3-12.

23. Рыбин Р. А., Смирнов Е. JI., Давыдов С. С. и др. Экспериментальное исследование перемешивания жидкости, поступающей в щелевой зазор при расхолаживании корпуса. Труды ЦКТИ, вып. 216, JI.,1985.

24. Готовский М.А., Давыдов С.С., Калмыков А.В., Рыбин Р.А, Смирнов Е.Л. Экспериментальное исследование тапло- и массообмена в корпусе водоохлаждаемого реактора при аварийной подаче тяжелой воды. «Энергомашиностроение», №7, 1988 г.

25. Готовский М.А., Дунина И.А., Рыбин Р.А., Смирнов Е.Л., Анализ и обобщение опытных данных по перемешиванию воды в опускном щелевом канале «Труды ЦКТИ», 1986, вып.232.

26. Давыдов С.С., Рыбин Р.А., Смирнов E.JI., Готовский М.А., Тишенинова В.И., Сидоров В.Г., Дукина И.А., Исследование процессов перемешивания в опускном канале ВВЭР. «Теплоэнергетика», Энергоатомиздат, 1987, №12.

27. Рыбин Р.А., Сидоров В.Г., Дукина И. А., Тишенинова В.И. Влияние расположения сопла инжекции САОЗ высокого давления на подогрев инжектируемой воды в циркуляционном трубопроводе. «Тяжелое машиностроение», 1993, №10.

28. Гидродинамика и безопасность ядерных энергетических установок. /Сборник трудов ГНЦ РФ ФЭИ в 3-х томах, том 2, Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ, 1999,388 с.

29. Абрамович Г.Н. Прикладная газовая динамика. Наука, М., 1976, 888 с.

30. Ристер, Байер, Шварц. Влияние температуры воды и концентрации соли на характеристики истекающих горизонтально затопленных свободноконвективных струй. Теплопередача, 1980 г, т. 102, №3, с. 190197.

31. Турбулентное смешение газовых струй. Сб. под редакцией Г.Н. Абрамовича, Наука, М., 1974.

32. Ристер, Байер, Шварц. Влияние температуры воды и концентрации соли на характеристики истекающих горизонтально затопленных струй. Теплопередача, 1980, т. 102, № 3, с. 190-197.

33. Прыпутевич, Баули. Экспериментальное исследование вертикальных всплывающих струй, истекающих в воду на конечной глубине. -Теплопередача, 1975, т.92, с. 120-126.

34. Методы расчета турбулентных течений. Сб. под редакцией Колльмана. М., Мир, 1984,464 с.

35. Справочник по гидравлике. Под редакцией В.А. Большакова. Киев, издательское объединение «Вища школа», 1977, 280 с.

36. Ю.А. Ибад-заде, С.Г. Гурбанов, С.Г. Азизов, В.Г. Алескеров. Гидравлика разноплотностных потоков. М., Стройиздат, 1982, 295 с.

37. Ким. Аналитическая модель смешения плавучей струи, инжектируемой в поток внутри трубы. Теплопередача. Труды американского общества инженеров-механиков (ASME) №3, 1985.

38. Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы. М., Энергия, 1978 г.

39. Полянин JI.H. К вопросу о теплоотдаче при конденсации. Труды ЦКТИ, вып. 241,1988 г, с.23-32.

40. Кутателадзе С.С. Основы теории теплообмена. Новосибирск, Наука, 1970 г

41. Исаченко В.П. Теплообмен при конденсации. М., Энергия, 1977 г.

42. Нетюхайло А.П., Шеренков И.А. Структура пограничного слоя раздела потоков разноплотностных жидкостей. «Известия высших учебных заведений. Энергетика», №4, Минск, 1969 г.

43. Абрамович Г.Н. , Турбулентные свободные струи жидкостей и газов. М., Госэнергоиздат, 1948.