автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование теплогидравлических процессов в реакторных установках с ВВЭР при аварии с течью теплоносителя и контура

ВСЕРОССИЙСКИЙ НАУЧНО - ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ИНСТИТУТ ПО ЭКСПЛУАТАЦИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯ

на правах рукописи

Пряхин Владимир Николаевич

ИСОЛЕДОВАНИЕ ТЕШ10ГВДРАБЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ С ВВЭР ПРИ АВАРИИ С ТЕЧЬЮ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ 1 КОНТУРА

(05.14.03 - Ядерные энергетические установки)

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

МОСКВА - 1992

Рг5ста выполнена во Всероссийском нггщю-псследовг-тельскоь: институте по эксплуатации атомных -электростанции ЕЛО "Энергия".

Н3.у^-1НЬ£- руК0В0ДИТ9Л1 ДОКТОР Те>:Н11ЧеСКН}: НН-УК

Крошлин А. Е.

Официальные оппоненты: доктор технически:-: наук,

Дементьев Б. к. кандидат физш^ наук, Порозов С. К.

Ьэдуцая организация - ЕТЦ ЯРЕ при ГПАН РФ

Защита диссертации состоится "14_"_января_1992г &

во ЕНИМЭС на заседании специализированного Совета К.167. 0^.01 Бсесогного научно-исследовательского института по эксплуатации атомных электростанций по адресу: 109507, Москва,Ферганская ул.,25, Учений Совет ЕШИАЭС.

Автореферат разослан " 4 ■■ £_1992г

Учений секретарь Специализированного Со' К.167. 01 01

Б. Я. Березин

ОБШАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ Актуальность темы: Диссертация посвязена исследованию нестацио-

нарных парожидкостных потоков з циркуляционных контурах реакторных установок с ЗВЭР при авариях с потерей теплоносителя.

Важность данного лее.:здезания обусловлена особенностями эксплуатации данных реакторных установок з аварийных режимах с некомпенсируемся течьи теплоносителя. Во-первых, инструкции по эксплуатации данных реакторных установок ориентированы на крайние случаи охлаждения активная зоны и не позволяют оперативному персоналу по возможности оптимизировать теплогидравлическую обстановку. Требования инструкции привозят :< ситуациям, когда при отсутствии опасности по услсзиям охлаждения активной зоны зыпол-нявтея операции, npiraoznane к опасным термически.! воздействиям на оборудование 1 контура с градиентами температур на корпусе реактора и парогенераторе до 200° С. Частота режимов не опасных по условиям охлаждения активно."! зоны на дза порядка больше частоты опасных режимов, поэтому целесообразность учета этого обстоятельства очевидна. Зо-зтсрах. в настсяапх проектах реакторных установок данного типа не рассматривается зопрос их эксплуатации з конце аварии о течью до момента снятия крышки реактора. В частности. не регек окончательно зопрсс надежности охлаждения акт-:гз.то я зоны яри эазразах циркуляционная петли на входе з реактор. П. наконец, на АЗС исключительно важной дзляется проблема обеспечения надежности работы оборудования и систем локализации последствия авария, что связан: с возможностью нанесения большого экономического и социального удерба при авариях на АЗС.

Решение перечисленных задач невозможно без детального понимания теплоте? авлпчеекпх прсцесссз, происходящих з теплоносителе. Причем, наибольшие труднее?:: зознжаят при анализе нестационарных теплогплразлпчесл'лх процессов. происходящих з двухфазном потоке.

Экспериментальные исследования нестационарны:: теплогпдраз-личеекпх процессов в дпркуллцпоннсп контуре реакторных установок с реакторами типа ЗВЭР очень :в озязи с высокой стоимостью

- ч -

так:::: исследоваки:: п сгромким разнообразие:: возможных аварийных нестационарных режимов работы реакторных установок. Поэтому, основным методом исследования эт:::: процессов является математическое моделирование.

Обпая теория нестационарных многоэагных потоков е настоясее время интенсивно развивается :: е'ле далека от своего завершения. Поэтому использовать обшиг. подход при моделировании нестационарных парожидкостных потеков в контура;: реакторных установок не удгется. Те).; не менее, редтть частку;: задачу моделирования нестационарны;:'. парог.г.дг.остг.к:-: потоков в циркуляционных контура:-: энергетически:: установок намного легче, чем построить общую теорию нестационарны:-: многофазных потоков. Это связано с тем. что задачи, возникающие при 1»: моделировании в контура:-: энергетических установок, образуют самостоятельный, довольно узкий класс задач. При этом многие ватные проблемы, не решенные в обшес теории многофазных сред, оказывается непринципиальными при описании парс-;г.кдкостнсго потока в контурах энергетических установок.

Актуальность темь: диссертации обусловлена необходимостью раепкрения и углубления знаки?. с теплсгидравлических процессах е циркуляционном контуре :: активно" зоне реакторных установок с ВЗЭ?, необходимостью разработки математических моделей для описания таких процессов, практическим значение!.: рассмотрении:: е диссертации проблем, иг.рокоЕ область:-: применимости предлагаемых математически:: моделей и получен:-::-: результатов.

Цель работы. Пельк рабств является создание математичес-

ких моделей и эффективных расчетных методик для описания нестационарных течениГ. ЕЕухОазкого теплоносителя.; исследование теплогк-дравлических процессов в реакторных установках с ББЭР е авариях с потерей теплоносителя; анализ надег.ксстп и безопасности оглашения тепловыделяпЕкх элементов энергоблоков в таких режима:-:, выработка рекомендаций, направленных на повышение устойчивости, безопасности и эффективности работы знергсблоков е нестационарных режимах, расчетное исследование аварки : плавлением активног. зоны реактора ВЗЭР-1000.

Научная новизна работы заключается в следующем :

1. Разработана математическая модель теплогидравлического состояния 1 контура реакторных установок с реакторами типа ВВЭР в условиях аварии с потерей теплоносителя. "

2. Получены эффективные приближенные методики для моделирования двухскороствых парожидкостных потоков в аварийных режимах с лотерея теплоносителя реакторных установок с ВВЭР.

3. Проведены расчетные исследования аварийных режимов с потерей - теплоносителя 1 контура, на основе которых обоснованы технические требования по обеспечения эксплуатации реакторной установки с ВВЭР-1С00 при некомпенсируемой течи теплоносителя

1 контура.

4. Выполнено расчетное исследование аварии с плавлением активной • зоны реактора ВВЭР-1000.

Практическая значимость. Практическая ценность результатов

работы обусловлена возмохностьо использования разработанных расчетных методик для описания нестационарных парохидкостных потоков в циркуляционных контурах реакторных установок с ВВЭР, а также проведения расчетных исследования аварий с потерей теплоносителя.

Внедрение результатов работы. Разработанная вычислительная

программа использована ПО "Спепатом" при анализе теплогилравлического состояния 1 контура в авариях с плавлением активной зоны в рамках отраслевой научно-технической программы " Разработка принципов организации и обеспечения, а также методов и технических средств аварийно-восстановительных и ремонтных работ на объектах атомной энергетики Программный комплекс для анализа теплогилравлического состояния 1 контура з авариях с потерей теплоносителя внедрен во ВНИИАЭС и является одним из основных инструментов при анализе различных технических решений, направленных на оптимизацию регламента; при анализе и разработке мероприятий, направленных на повышение надежности и безопасности.

-от-

личный вклад автора. Представленные в диссертационной рабо-

те результаты получены при непосредственном участии автора. Автор принимал непосредственное участие во всех стадиях настоящей работы, включая разработку математических моделей, написание программы для ЭВМ, проведение расчетов и анализ полученных результатов, выпуск научно-исследовательских отчетов и статей. Автор защищает:

1. Методику, алгоритм и программу расчета теплогидравлического состояния 1 контура на стадии длительного расхолаживания вварим с потерев теплоносителя.

2. Результаты расчетного исследования теплогидравлического состояния 1 контура реакторных установок с ВВЭР в авариях с потерей теплоносителя.

3.-Рекомендации по обеспечению эксплуатации реакторной установки с ВВЭР-1000 при векоыпенсируемой течи теплоносителя 1 контура.

4. Результаты расчетного исследования аварии с плавлением активной зоны реактора ВВЭР-1000.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались: на международном семинаре стран-членов СЭВ 'Теплофизика -88" (Варшава, сентябрь 1988) ; на научно-практической конференции по безопасности атомных станций (Москва, НТД БАЭ, апрель 1989) ; на техническом семинаре МАГАТЭ "Использование компьютерных программ в анализе безопаснос-носта* ( Москва, май 1990) ; на В - й Всесоюзной конференции "Двухфазный поток в энергетических ыааинах и аппаратах" (Ленинград, ПКТЯ, октябрь 1990) ; на заседании секции НТС ВНШЭС (Москва, 1992)

Публикации. Но теме.диссертации в печати опубликовано

9 статей.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения.

: глав л заключения - всего 198 с., в том числе основного - 127 е., иллюстраций - 9 , рисунков - 46 , таблиц - 12 . рафический список включает 118 наименование.

КРАТКОЕ СОДЕРХАНИЕ РАБОТЫ

;ешш обоснована актуальность теш исследования.

Я главе представлен обзор современного состояния вопроса

ческих и расчетных исследований аварий с потерей теплоно-Еа основе аналитического обзора работ, посвященных вопро-:ользования расчетных кодов для анализа тешюгилравлических ов в реакторных установках с ВВЭР выполнена классификация тельных программ. Приведены особенности протекания аварий «И теплоносителя. Выявлены основные стадии аварийного про-На основе анализа продолжительности кахдой из составляющих теплофизическнх особенностей ее протекания представлена жеяпия аварий с потерей теплоносителя, ¡следования поведения ЯЭУ при аварии с потерей теплоноси-юводятся двумя взаимно дополняющими путями - расчетно-гческим и экспериментальным. Проведение комплексного иссле-[ теплогидравлических процессов, происходящих в активной первом контуре реакторной установки в условиях частичного я, непосредственно на натуре или на крупномасштабных моде-гзано с большими материальными затратами и трудностями по: информации для сложной геометрии. Поэтому, комплексное 1вание теплогидравлических процессов, происходящих-з 1 кон-авариях с потерей теплоносителя целесообразно проводить с гаванием расчетных программ адекватно описывающих теплофи-[е явления, характерные для данных аварий. Исследования хе ых явлений и стадия аварий проводят на более простых зке-[тальных установках.

заключение, представлены основные принципы математического ювания процессов гидродинамики и теплообмена при аварии с

потерей теплоносителя. Отмечена сложность основной систе нений, описывавших теплогидравлические процессы, характе рассматриваемых аварий. При этом алгоритмы должны удовле противоречивым требованиям точности и быстродействия. Ко анализ аварийного процесса истечения теплоносителя 1 кон бует рассмотрения влияния многих факторов и. следователь шого объема вычислений. Кроме того, правильные и своевре действия оперативного персонала атомной станции в рассма авариях требует предварительного обучения персонала. Эфф ность последнего во многом определяется возможностью мол вать аварийный процесс в реальном масштабе времени. Моде, печивашая ускоренное проведение анализа работоспособное должна включать в себя упрощения и допущения как в числе] толах решения основной системы уравнений сохранения, так ставных физических моделях. Причем, упрощения в области i ких явлений не должны качественно изменять структуры расс ваемого аварийного процесса, т.е. явления, составляющие с цесса должны быть отображены с достаточной точностью. Во второй главе приводится описание математических моде;

логидравлического состояния 1 контура РУ с ВВЭР в условия с потерей теплоносителя. При разработке математических мс использовались основные положения квазистапионарной метол чета течения теплоносителя в контурах энергетических уста Для прцессов, рассматриваемых в моделях, скорость изменен репадов давления в контуре существенно меньше, чем скорое менения давления во всем контуре в целом. Поэтому, вволит вестный параметр dp*/dt , характеризующий скорость изме давления в контуре, и полагается, что в любой точке конту полняется равенство dp/dt - dp * /dt.

В соответствии с идеологией квазистационарных матема моделей, изменение плотности теплоносителя з контуре опис. точным нестационарным уравнение!.! баланса кассы, а распред скорости и давления описывается в рамках квазистационарно: ли.

Скорость изменения давления з 1 контуре определяется из уравнения (1) :

(1)

где ¡1 - энтальпия ; и - внутренняя энергия.

Для определения расходов теплоносителя з контуре аспольэу-втся следуташе соотношения (ряс.2) : :

Сс^ирш-г/е/)/^ {2)

(¿/-¡Р^-РпЛ/?;

(3)

««

(5)

Развитие аварии с потерей теплоносителя и зозиохные ее последствия з значительной мере определяется закономерностями теп-догидрааличесхих процессов, протекавших з оборудовании АЗС я в первую очередь з циркуляционном контуре ядерного реактора. При авариях с разгериетизалпег 1 контура. ВВЭР тепдогядравлические процессы протекают преимущественно з двухфазном теплоносителе-(рис.1). • -

Следовательно, анализ рассматриваемых аварийных ситуации для ВЗЭР целесообразно проводить на сснозе математических моделей тешга-гядравляки двухфазных систем.

Показаны условия применимости модели парохидкостного потока со скольжением. Представлен численный метод решения уравнения неразрывности з квазжстаионарном приближения (рис.3)

лй лл

Массовый поток рУ аохет бить записан з акдз:

-ю-

д 2 р£- Р*

Представлено расчетно-экспериментальное подтверждение адек-атности разработанной математической модели. Приведены реэулъ-аты расчетного исследования теплогидравлического состояния те-лоносителя в аварийных режимах, выполненного на основе разрабо-анной математической модели парохидкостного потока со скольже-нем (рис.4-5).

■ретья глава касается вопросов эксплуатации ВВЭР-1000 в режимах

[екомпевсируемой течи теплоносителя 1 контура.

Из опыта эксплуатации известно, что наиболее вероятной при-вшо£ аварии с течью теплоносителя являются не разрывы трубопро-юдов, а отказы оборудования. Действующая в настоящее время 'Инструкция по ликвидации аварийных ситуаций РУ В-320" требует »медленного и ускоренного расхолаживания реакторной установки 1ри появлении сигнала некомпенскруемой течи. Инструкция ориенти-зована на крайние случаи охлаждения активной зоны и не дает воз-юхности оперативному персоналу оптимизировать тедлогидравличес-сую ситуацию в 1 контуре. Требования инструкции приводят к ситу-шиям, когда при отсутствии опасности по условиям охлаждения ак-гиввой зоны выполняются операции, приводящие к опасным термическим воздействиям на оборудование 1 контура.

На -основе разработанной математической модели выполнен те-ыогидравлический анализ режимов с течью теплоносителя 1 контура. 1з результатов как расчетных, так ж проведенных ранее эксперимен-гальных исследований следует, что образование гидрозатворов-в петлях циркуляционного контура недопустимо на стадии длительного расхолаживания из-за повышения температуры оболочек твэлов до зредельных температур.

Выполнен расчетный анализ способов исключения гидрозатворов аа стадии длительного расхолаживания аварии с течью теплоносите-ия 1 контура. Обоснованы технические требования по оптимизации алгоритма режима некомпенсируемой течи теплоносителя

>нтура.

¡твертой главе приводятся результата расчетного исследования

>ии с плавлением активной зоны реактора БВЭР-1000. Сформулиро-! некоторые концептуальные принципы обеспечения безопасности перспективных АЭС. Подчеркнута весьма высокая степень неоп-¡ленности анализа режимов с плавлением активной зоны вследст-сложности и недостаточной изученности тепломассообменных [ессов. Вследствие этого, представляется целесообразным изло-¡е вероятных сценариев развития ситуации и ее возможного мате-гческого описания, выделение основных влияющих факторов и оц-I неопределенности их знания.

Первые исследования риска предназначались прежде всего для пси связанных с катастрофами на АХ последствий и определения 1ЯТН0СТИ их возикновения. Современные исследования риска нап-гены главным образом на оценку технических средств безопасно-Бри изучении риска анализируется широкий спектр аварийных ¡тай, включая такие аварии, при которых отказывают технические [ства безопасности. Пелью таких исследований является сравнивая. оценка протекания различных аварий и катастроф, определе-возможных слабых мест, что позволит в дальнейшем улучшить ктирование систем безопасности, оценить имеющиеся резервы пасности для событий, выходящих за рамки проекта, определить южные мероприятия для управления авариями для предотвращения ного их развития.

Отмечено, что в нашей стране к настоящему времени отсутст-пельный, законченный программный комплекс для исследования лых аварий.

В целях уточнения резервов безопасности действующих АХ с тором типа ВВЭР-1000 и разработки дополнительных технических ;ств безопасности вновь проектируемых АЭС с . помощью пакета рамм, разработанного для анализа теплофизических процессов в удовании АЭС и модернизированного в соответствии со спелифи-вышеуказанной задачи были проведены расчетные исследования ии с плавлением активной зоны реактора. В результате преде-

-/г-

¿~ Mf?

Vv.z.2

Расчзтнад схема 1-го vsr-w

"■л«

I

Рис. 3 Расчетная схема для решения задачи о распаде разрыва плотности.

р

Pj.Pl! кгс/см

4

I

140

120

100

80

60

40

\ 1 1 } . - »4 «;

V V \ I 1 • 1

\ \ \ \ \ 1 < 4 >

рн у- \ \ ^ \ V >

Л/ --О*--- — ■--- __——

1

20 40 60 СО 100. 120

Рис,. Ц Измснгние давления в I к II контурах при точи из ШС Ду 109.

_ ПОЛ»»«"»

J - ' ?

p p tcrc/ca

■ .

140

•120 ICO

ВО 60.

O 10 20 30 40 50 60 2T,c

Рис. 5~ Изменение давления в I и II контурах при течи из ЖС Ду 130. * • .

- - расчет по программе ТЕЧЬ-М,

■ - расчет по методике.

\ \\ .....- --— -------

\\ V > s \ • ■—.

V \ Л ' •

• Jta - \s - -

• ' /У" ¿г

—

. - i

- а-

;лек<= расчетная сценка характерны:: времен гипотетической ава-■акл-гчсни:: приведены ссковкие итог:: i: выводы выполненного в

сетацпонноп работе комплексного исследования теллогидравли->::::•: процессов в реакторных установках с EES? на конечной стг-авгрип с потерей теплоносителя контура, овные результаты диссертации страшены е следующих работах:

Вндекеев Е.К. .Ннгматулкн Е.П..Пряхин Б.К. Теплсгидравличес-кне характеристики частнчно-осу^енко!: обогреваемой сборки в условиях аварийного охлаждения BBS?// Теплоэнергетика, 1<3, 1990.

Еиденеев E.H..Волков В.Л.Л.укав:::-: ¿.Г.. .Пряхик Б.Е. Обеспечение эксплуатации реакторной установи!: БВ2Р-1000 при некомпен-сируемог. течи теплоносителя I контура// Научно- практическая конйеренция пс безопасности атомных станции, Москва, 11-14 апреля 19SS.

Bulyr.ir. 7.Е.,Yiceneev Z.V... Dembcvsky АЛ. ,Zhukavin Л.P., I'.ajdar.ii: V.!,'., pryahjr. V.l.'. Calcpiatec evaluation of typical times or hypothetical accident ::. №,"ЕР-IOCS.- Technical corc-nittee/v.'crl:shcp cr. computer aicec safety analysis, Moscow, USSR.IAEA. 14-17 May. 1ЭЭ0.

У.укгвин А. П. .Пряхин B.H. Квазнстапионаркая математическая модель гидродинамики при аварии о течью теплоносителя 1 контура реакторных установок с HB??// Теплоэнергетика, 1!4, 1990. Пряхи:-: В.К. .Г.укавнн А.Т.. Анализ гидродинамических процессов е первом контуре реакторных установок с БВЭР при аварии с потерей теплоносителя // Теплоэнергетика, Н8, 1990. 1иеотяп:н А.О..Крэпплпк А.Е..Пряхин В.К. Математическая модель гидродинамического состояния 1 контура при авариях с течью реакторной установки с BBS-?// Электрические станции, i: 1, 1S91.

Пряхин E.H. .Хукави:-: А.П. Модель двухфазного потока со скольжением применительно к исследован;::-: аварии с потерей теплоносителя//' Теплоэнергетика. Т. В. ".92с.