автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании атомных электростанций в целях обоснования их безопасности

На правах рукописи

Парфенов Юрий Вячеславович

МОДЕЛИРОВАНИЕ МНОГОФАЗНЫХ ТЕРМОГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ОБОРУДОВАНИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ В ЦЕЛЯХ ОБОСНОВАНИЯ ИХ БЕЗОПАСНОСТИ

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

6 ФЕВ 2С14

Москва-2013

005544700

005544700

Работа выполнена в ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ» на кафедре Атомных

электрических станций

Научный консультант:

доктор физико-математических наук Мелихов Олег Игорьевич

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,

начальник научно исследовательского сектора Института экспериментальной газодинамики и физики взрыва ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Дреннов Олег Борисович

доктор физико-математических наук, профессор,

директор AHO «Международный центр по ядерной безопасности Росатома РФ» Исламов Рустам Талгатович

доктор технических наук, профессор, главный научный сотрудник отдела организации и разработки документов ФБУ «НТЦ ЯРБ» Гордон Борис Григорьевич

Ведущая организация: Институт теплофизики им. С.С.Кутателадзе СО

РАН, г.Новосибирск..........

Защита состоится _ 23 апреля_ 2014 года в 14.00 часов, на

заседании диссертационного совета Д 212.157.07 при ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ» по адресу: 111250, Москва, ул.Красноказарменная, д.14, Малый актовый зал

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ»

Отзыв на автореферат в двух экземплярах, заверенных печатью организации, просим направлять по адресу: 111250, Москва, ул. Красноказарменная, д.14, Ученый совет ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ»

Автореферат разослан «-7 » сре^РОЛ-Х 20/Уг. Ученый секретарь

диссертационного совета Д 212.157.07 к.т.н., доцент > Ильина И.П.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Согласно Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века будущее атомной энергетики России зависит от поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС. Безопасность объектов использования атомной энергии, во многом, обосновывается научными исследованиями, сопутствующими проектированию и эксплуатации объектов. При этом проектные решения для нового оборудования, создающегося на имеющейся нормативной базе, обосновываются научными методами, так как предшествуют опыту эксплуатации.

Одним из методом достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является выполнения анализа безопасности АЭС на основе детерминистского подхода. Расчетные программные средства, применяемые в детерминистском анализе безопасности, должны достоверно воспроизводить связанные нейтронно-физические и теплогидравлические процессы в активной зоне, теплообмен между теплоносителем и элементами конструкции АЭС и другие важные явления. Достоверность подобных расчетных программных средств достигается за счет сопоставления результатов расчетов с данными экспериментальных исследований. Подобные расчетные программные средства в настоящее время, достаточно часто базируются на одномерном рассмотрении теплогидравлических явлений. Однако некоторые важные с точки зрения безопасности пространственные термогидродинамические процессы в элементах АЭС могут быть смоделированы с помощью одномерных расчетных программных средств (кодов) в упрощенном приближении. В ряде случаев моделирование пространственных многофазных процессов требует развития трехмерных расчетных программных средств.

В водо-водяных реакторах нового поколения, разрабатываемых в России, соблюдается эволюционный характер изменений, вносимых в конструкцию. В частности, в проекте АЭС-2006, как и в АЭС с ВВЭР-1000, будет применяться горизонтальный парогенератор. Для обеспечения надежной работы трубного пучка в течение 60 лет в парогенераторе проекта АЭС-2006 предусмотрена компоновка трубного пучка, отличная от компоновки трубного пучка ПГВ-ЮООМ. Подобные изменения в конструкции горизонтальных парогенераторов в АЭС с ВВЭР нового поколения могут привести к изменениям в пространственных многофазных термогидродинамических процессах в водяном объеме и паровом пространстве второго контура парогенератора. Исследование многофазных термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтальных парогенераторов нового поколения на стадии проектирования возможно исключительно расчетным путем. Таким образом, актуальной является задача разработки трехмерного расчетного программного средства, прошедшего верификацию по результатам исследований на

экспериментальльных установках, для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах для реакторов ВВЭР нового поколения. Согласно программе деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы), утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 20 сентября 2008 г. №705, одной из основных задач развития атомного промышленного комплекса является продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС. В рамках этой задачи актуальной является проблема продление ресурса парогенераторов, находящихся в настоящее время в эксплуатации. Данная задача, во многом, связана с работоспособностью трубчатки парогенератора, которая, в свою очередь, обусловлена протеканием процессов распределения примесей во втором контуре ПГ. Использование трехмерного расчетного расчетного программного средства совместно с результатами гидродинамических испытаний на натурном парогенераторе может ускорить поиск оптимального варианта схемы водопитания и продувки парогенератора для продления ресурса действующего парогенератора.

В варианте 2 устройства локализации расплава (УЛР) проекта АЭС-2006 предусмотрена конструкция УЛР, при котором на дне шахты реактора находится слой воды. Следует отметить, что взаимодействие расплава активной зоны (кориума) с водой является сложным явлением, в котором можно выделить несколько трудных для моделирования процессов, таких как фрагментация струй и капель расплава в воде, теплообмен между водой и расплавом, взрывное взаимодействие расплава с водой, адекватное моделирование которых возможно с помощью многофазного расчетного программного средства. Ряд процессов, которые могут сопровождать взаимодействие расплава с водой, например, распространение волны детонации, требуют использования многомерного расчетного программного средства.

Одним из методов достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является включение в проект систем безопасности, предназначенных для обеспечения критических функций безопасности, в том числе, охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях. В системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2 (проект АЭС-2006) будет использован агрегат «насос-эжектор». В Техническом задании проекта АЭС-2006 содержится требование экспериментального обоснования данного агрегата. Опыт расчетно-экспериментальных исследований, выполненных в ходе работы над диссертацией, показал, что оптимизация конструкции эжектора с целью достижения требуемой расходно-напорной характеристики требует трехмерного моделирования гидродинамических процессов в проточной части эжектора.

Одной из систем безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения является пассивная система фильтрации межоболочечного пространства. Данная система предназначена для организованной очистки и удаления парогазовой среды из межоболочечного пространства защитной оболочки АЭС перед их

выходом в атмосферу при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока. Моделирование пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке требует использования трехмерного верифицированного расчетного программного средства.

Другой актуальной задачей развития как одномерных, так и трехмерных расчетных программных средств, используемых для моделирования термогидродинамических процессов в оборудовании АЭС, является развитие методов оценки неопределенностей результатов расчетов данными кодами. В Решении совместного заседания секций №1, №8 и №10 Научно-Технического совета Госкорпорации «Росатом» от 04.07.12 для теплогидравлических кодов, используемых для АЭС с легководными реакторами, отмечается, что "анализ и снижение неопределенностей расчетных кодов должны стать основой их дальнейшего развития и уточнения". Международный опыт, в частности обширная программа BEMUSE, в которой ведущие зарубежные специалисты оценивали нынешнее состояние методов оценки неопределенности, указывает на то, что перед применением подобных методов для АЭС, корректность их использования должна быть проверена по результатам исследований на соответствующих крупномасштабных экспериментальных установках. Развитие и применение методов оценки неопределенности для отечественных РУ ВВЭР также подразумевает проверку данных методов на соответствующих экспериментальных установках.

Таким образом, требования поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и возрастающие требования безопасности для АЭС нового поколения, делают актуальным развитие расчетных программных средств, позволяющих моделировать пространственные многофазные термогидродинамические процессы и развитие методов оценки неопределенности кодов.

Цель работы состоит в проведении комплексных расчетных и экспериментальных работ, направленных на обоснование безопасности и повышение эффективности АЭС путем разработки, верификации и применения расчетных кодов, позволяющих моделировать многофазные термогидродинамические процессы в оборудовании АЭС. Для реализации данной цели решались следующие основные задачи:

- экспериментальное исследование на установке ПГВ (ЭНИЦ), термогидродинамических процессов в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов конструкции горизонтального парогенератора АЭС с ВВЭР;

-развитие новых математических моделей и усовершенствование трехмерного расчетного кода STEG для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС с ВВЭР на основе его верификации по результатам исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»;

-разработка математических моделей и расчетной прмраммы для анализа взаимодействия высокотемпературного расплава кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;

- разработка трехмерного расчетного кода для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооблочки АЭС с ВВЭР новых проектов с целью обоснования безопасности АЭС;

- расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2

- проверка методики анализа неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами аварийных режимов на АЭС по результатам исследований на крупномасштабных экспериментальных установках.

Научная новизна. В диссертационной работе:

- разработаны новые математические модели и усовершенствован трехмерный расчетный код для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС с ВВЭР;

- экспериментально исследованы термогидродинамических процессы в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов конструкции горизонтальных парогенераторов АЭС с ВВЭР нового поколения;

- выполнены расчетно-экспериментальные исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- проведена проверка методики оценки неопределенности результатов расчетов теплогидравлическим расчетным кодом на основе экспериментальных данных, полученных на крупномасштабной экспериментальной установке ЭНИЦ.

Практическая значимость работы состоит в том, что:

- создана база опытных данных по теплогидравлическим процессам во втором контуре ПГ, полученных на экспериментальной установке Iii В (ЭНИЦ);

- по результатам экспериментальных исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС» созданы новые математические модели и усовершенствован расчетный код STEG, позволяющий выполнять трехмерные теплогидравлические расчеты для горизонтальных парогенераторов новых вариантов конструкции;

- создана база опытных данных по результатам исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- на основе расчетно-экспериментальных исследований предложены варианты конструкции эжектора для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- расчетный код для моделирования взаимодействия расплава активной зоны с водой VAPEX вошел в состав отраслевого сквозного кода СОКРАТ (модуль VAPEX-M), который используется при обосновании безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР;

- создана электронная база опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «EREC-STRESA».

Все основные этапы исследований проводились по договорам с ПКФ ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ОАО «Атомэнергопроект», Государственным контрактам с Министерством Образования и Науки РФ, ИБРАЭ РАН, отдельные этапы работы в рамках проектов Российского фонда фундаментальных исследований.

Положения, выносимые на защиту;

- математическая модель трехмерного расчетного кода для моделирования течений пароводяной смеси во втором контуре парогенератора;

- результаты верификации расчетного кода на результатах экспериментальных исследований, выполненных на установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС», результаты кросс-верификации с расчетным кодом TRAC (Национальная лаборатория в Лос-Аламосе, США);

- результаты экспериментальных исследований, выполненных на установке ПГВ (ЭНИЦ);

- математическая модель для анализа взаимодействия высокотемпературного кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;

- результаты расчетно-экспериментальных исследований пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооболочки АЭС с ВВЭР новых проектов;

- результаты расчетно-экспериментальных исследований расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;

- результаты проверки методики оценки неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами по результатам исследований на экспериментальной установке БК В-213 (ЭНИЦ).

Достоверность результатов исследований обоснована использованием общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании математических моделей и апробированных корреляций и

соотношений для описания трения и тепломассообмена между фазами и с конструкциями. Достоверность предложенных в работе математических моделей, расчетных кодов, рекомендаций подтверждается результатами их верификации с использованием имеющихся результатов экспериментальных исследований. Достоверность результатов экспериментов обеспечивается использованием на экспериментальных установках современных методов исследований.

Личный вклад автора заключается в том, что он как руководитель и ответственный исполнитель участвовал во всех этапах работ, положенных в основу диссертации. Автор диссертации формулировал цели и задачи исследований на экспериментальных установках, разрабатывал программы экспериментальных исследований, предлагал варианты конструкции оборудования для АЭС на основе расчетно-экспериментальных исследований, разрабатывал математические модели, создавал расчетные коды, выполнял расчеты, анализировал полученные результаты, подготавливал публикации.

Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах, в том числе: на 11-й, 14-й и 17-й международных конференциях по ядерной энергетике ICONE-11, ICONE-14 и ICONE-17 (Токио, Япония, 2003, Майями, Флорида, США, 2006, Брюссель, Бельгия, 2009); на 4-ой международной конференции по ядерной энергетике ICAPP04 (Питсбург, США, 2004); на Международной конференции по ядерной энергии в Центральной Европе (Словения, 2000, 2001, 2007), на ежегодных Международных конференциях по ядерной технологии (Штутгарт, Берлин, Берлин, Штутгарт Германия, 2002, 2003, 2011, 2012); на 2-й и 3-й Всероссийских научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003); на 6-м, 7-м, 8-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (Подольск, 2004, 2006, 2010); на техническом семинаре МАГАТЭ по проблемам парогенераторов (Прага, Чехия, 2003); семинаре НТЦ ЯРБ «Точность и неопределенность ПС, используемых для обоснования и обеспечения безопасности Объектов Использования Атомной Энергетики» (Москва, 2007); Международном Семинаре по разработке кода нового поколения «CATHARE - NEPTUNE» (Гренобль, Франция, 2004); Национальной конференции "Повышение эффективности, надежности и безопасности работы энергетического оборудования ТЭС и АЭС. ИТАЭ-80" (Москва, ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ», 2012).

Публикации.

Основные результаты диссертации изложены в 39 публикациях, включая 17 статей, входящих в перечень рецензируемых журналов,

рекомендованных ВАК, 1 статью в зарубежном журнале (импакт-фактор в системе 8сориэ-0,562), 17 докладах на международных и всероссийских конференциях, 2 электронных научных изданиях, 2-х учебных пособиях.

Автор диссертации входит в число авторов электронной базы опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «ЕКЕС-БТИЕЗА» (свидетельство об официальной регистрации базы данных №2007620218 от 20.07.2007) и является одним из разработчиков программы для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением СОКРАТ-В1/В2 (свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2010610562 от 14.01.2010)

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 283 наименований. Диссертация содержит 432 страницы текста, в том числе 164 рисунок и 35 таблиц.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность проведенных в диссертации исследований, определены цели и задачи работы и дана общая постановка решаемых в диссертации задач.

В первой главе приводится аналитический обзор современных расчетных кодов, используемых для моделирования многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании АЭС, дана характеристика современного уровня их развития. Сделан вывод о том, что в целом развитие расчетных кодов носит эволюционный характер. При разработке расчетных кодов нового поколения сохраняется тенденция использования фундаментальных подходов механики многофазных сред. Последовательно совершенствуются математическое описание моделируемых процессов и методы численного решения системы определяющих уравнений, вводятся трехмерные модули для учета пространственных эффектов, повышается уровень верификации расчетных кодов путем использования новых экспериментальных данных, развиваются и применяются методы оценки неопределенности результатов расчетов теплогидравлическими кодами.

Вторая глава посвящена результатам разработки, усовершенствования, верификации расчетного кода для моделирования процессов во втором контуре горизонтального парогенератора и его

применения для решения вопросов повышения эффективности и надежности работы парогенератора.

Во второй главе проанализировано современное состояние работ по развитию математических моделей многофазных термогидродинамических процессов в горизонтальном парогенераторе. Выполнен обзор работ по проблемам математического моделирования термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтального парогенератора с целью продления ресурса и разработки новых вариантов конструкции.

Одним из направлений научных исследований при разработке новых конструкций горизонтальных парогенераторов являются работы по повышению тепловой мощности горизонтальных парогенераторов. Повышение мощности парогенератора возможно путем модернизации его сепарационной схемы. Решения по оптимизации перфорации погруженного дырчатого листа и пароприемного дырчатого листа горизонтального парогенератора требуют обоснования с помощью современных расчетных кодов, которые должны пройти верификацию на экспериментальных данных, полученных на специальных установках. Аналитический обзор показал, что к актуальным вопросам эксплуатации горизонтальных парогенераторов относятся вопросы повреждения трубчатки горизонтальных парогенераторов вследствие коррозии. Расчетные исследования коррозии трубчатки для продления срока эксплуатации горизонтальных парогенераторов взаимосвязаны с моделированием гидродинамики водяного объема. Вместе с тем во многих работах отмечается, что имеющихся экспериментальных данных по гидродинамике горизонтального парогенератора недостаточно. Необходимо продолжение исследований как на натурных парогенераторах, так и на специальных экспериментальных установках, воспроизводящих основные гидродинамические явления во втором контуре горизонтального парогенератора.

Во второй главе представлена усовершенствованная математическая модель расчетного кода STEG, базирующаяся на уравнениях механики многофазных сред, записанных для фазы воды и пара в пористой тепловыделяющей среде. Система уравнений включает в себя уравнения сохранения массы, количества движения и энергии, которые дополняются замыкающими соотношениями, описывающими межфазное взаимодействие и взаимодействие с внешними конструкциями. Выбор оптимальных соотношений, описывающих межфазное трение и трение пароводяной смеси с трубчаткой, осуществлялся путем анализа экспериментов по поперечному обтеканию трубного пучка двухфазным потоком с помощью специально разработанной численной методики.

Во второй главе представлены результаты верификации расчетного кода STEG на опытных данных, полученных в экспериментах ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Экспериментальная установка представляет собой фрагментную «вырезку» поперечного сечения горизонтального парогенератора, в которой моделируются термогидродинамические процессы, имеющие место в различных зонах водяного объема

АЭС-2006 с использованием устройства локализации расплава (УЛР), в котором на дне шахты реактора находится слой воды (УЛР вариант 2). Расчеты динамических нагрузок показали существенное снижение нагрузки на стенки шахты при снижении уровня воды в шахте реактора.

Четвертая глава посвящена расчетно-экспериментальному исследованию пространственных однофазных термогидродинамических процессов в элементах АЭС.

В четвертой главе представлены результаты моделирования термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооблочки АЭС с ВВЭР, которая является одной из систем безопасности АЭС нового поколения и предназначена для организованной очистки и удаления парогазовой среды из межоболочечного пространства защитной оболочки АЭС перед их выходом в атмосферу при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока. Сорбционная способность фильтрующих материалов зависит от их температуры, поэтому в рабочем и послеаварийном режимах работы фильтровальной установки (ФУ) требуется организация отвода тепла от фильтровальных модулей, достаточного для поддержания температуры сорбентов ниже заданной. В диссертации были проанализированы тепловые аспекты послеаварийного режима охлаждения одного из перспективных вариантов ФУ._

ош

I ' '' 'А

у

III! 1111 1111 1111

ТО=

Рис.6. Распределение температуры и скорости воздуха в ФУ (показано половина расчетной области)

Была разработана математическая модель процессов теплообмена в ФУ, основанная на трехмерных нестационарных уравнениях

сохранения массы, импульса и энергии для течения вязкой сжимаемой жидкости в пористой среде. Модель включает в себя уравнение неразрывности,

уравнение сохранения импульса, уравнение сохранения энергии, уравнение переноса кинетической энергии турбулентности, уравнение переноса скорости диссипации турбулентной энергии. Модель была реализована в расчетном коде №18. Была выполнена верификация расчетного кода МБ на полномасштабной экспериментальной установке ФУ.

После верификации были выполнены расчеты пространственного распределения скорости газа и температуры для различных вариантов конструкции ФУ. Для всех рассмотренных вариантов установки

сечения рабочего сопла. На начальном этапе (включение эжектора) при достаточно высоком давлении на выходе из диффузора данное отношение должно быть малым, а на заключительном этапе для обеспечения большого расхода смешанного потока данное отношение должно быть большим. На основе такого подхода автором диссертации была предложена конструкция двухступенчатого эжектор. Результаты данной работы изложены в третьей части четвертой главы. В этом эжекторе был организован двухступенчатый подвод инжектируемой среды: первая ступень обеспечивает раннее включение эжектора в работу при достаточно высокой разности давления на выходе из диффузора эжектора и давления пассивной среды (противодавление), а вторая ступень необходима для создания большого расхода.

Рис 10. Схема проточной части двухступенчатого эжектора (1 - рабочее сопло; 2 - первая ступень подвода пассивной воды, 3 - вторая ступень подвода пассивной воды, 4 - камера смешения; 5 - диффузор)

Из-за сложности предложенной конструкции в ЭНИЦ была испытана уменьшенная модель эжектора (масштаб 1:20 по площадям проходных сечений). На рисунке 10 представлена схема проточной части данной модели.

На рисунке 11 показана экспериментальная и расчетная расходно-напорная характеристика модели двухступенчатого эжектора. Экспериментальное значение максимального расхода через эжектор равнялось 11,7 кг/с. С учетом масштабного фактора модели эжектора (1:20 по площади проходного сечения) расход в натурном эжекторе составил бы ~ 840 т/ч, что выше расхода, полученного на одноступенчатом эжекторе 570 т/ч. Расчетное значение максимального расхода через эжектор составило 13,1 кг/с (943 т/ч для натурного эжектора). Расхождение экспериментальной и расчетной величины максимального расхода, по-видимому, связано с тем, что в расчете не учитывались присутствующие в воде растворенные газов, которые могли интенсифицировать процесс кавитации.

Таким образом, в экспериментальных и расчетных исследованиях двухступенчатого эжектора было установлено, что использование подобной конструкции эжектора позволяет улучшить параметры работы эжектора по отношению к одноступенчатому варианту конструкции.

2 -

• Эксперимент —СРР-расчет

»

' л*

............(■—ч»-—-1.........

! ^

0

0.0 0.1 0.2 0.3 0.4 0.6

Противодавление, МПа

0.6

0.7

Рис 11. Экспериментальная и расчетная расходно-напорные характеристики модели двухступенчатого эжектора

Увеличение расхода среды эжектором может достигаться за счет использования дополнительно создаваемых центробежных сил при закрутке потока среды. Была разработана конструкция эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды с целью исследования влияния закрутки потока на расходно-напорную характеристику. В ЭНИЦ были разработаны конструкции трех моделей эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды. Масштаб моделей по отношению к натурному эжектору составлял 1:27,7 (по проходным сечениям).

На рисунке 12 представлена схема проточной части первой модели эжектора с тангенциальным подводом пассивной. На рисунке 13 представлены поперечные разрезы приемной камеры в области подачи пассивной среды для трех моделей эжектора. Модели эжектора отличались лишь конструкцией данного элемента. Модели эжекторов характеризовались угловой скоростью, которая определялась как отношение скорости пассивной воды в патрубках тангенциального подвода в приемной камере к радиусу приемной камеры. Данный параметр был максимальным для модели №3 и минимальным для модели №1 (см. рисунок 13).

Рис.12 Общий вид проточной части модели эжектора (1 - приемная камера; 2, 3 - пассивное сопло (участки 1 и 2); 4, 5, б - камера смешения (участки 1, 2 и 3); 7 - диффузор; 8, 9 - рабочее сопло (участки 1 и 2); 10 - подвод пассивной воды; 11 - подвод рабочей среды)

1 модель I 2 модель • 3 модель

Рис.13. Поперечный разрез приемной камеры в области подвода пассивной среды для трех моделей эжектора

Вид в

Вид с

На рисунке 14 представлены экспериментальные расходно-напорные характеристики для различных вариантов конструкции эжектора, полученные в ЭНИЦ. В экспериментах для всех трех моделей эжектора с тангенциальным подводом наблюдались режимы предельного расхода. Было установлено, что при увеличении отношения скорости пассивной воды в патрубках тангенциального подвода в приемной камере к радиусу приемной камеры величина предельного расхода уменьшается. Значения предельного расхода для всех трех моделей эжектора с тангенциальным подводом меньше, чем для одноступенчатого эжектора и двухступенчатого эжектора.

2,0

го С

S 1,0

CL

* 3

* 4

Д 5

о 1 ♦ 2

Д *

О

д

*f......

\

0,0

300 400 500 600 700 800 900 Расход, т/ч

Рис.14. Зависимость давления на выходе из эжектора от расхода перекачиваемой среды (1 - одноступенчатый эжектор, 2 - характеристика модели двухступенчатого эжектора в пересчете на натурный эжектор, 3 -модель эжектора с танг. подводом №1 в пересчете на натурный эжектор, 4 -модель эжектора с танг. подводом №2 пересчете на натурный эжектор, 5 -модель эжектора с танг. подводом №3 пересчете на натурный эжектор,)

Пятая глава посвящена применению методик оценки неопределенности для анализа аварийных режимов на АЭС с ВВЭР.

В пятой главы представлен обзор существующих методик оценки неопределенности. Сделан вывод о том, что в настоящее время за рубежом активно развиваются вероятностные методики оценки неопределенности, основанные на применении формулы Уилкса. Развитие отечественных методик оценки неопределенности на основе этого же подхода позволит максимально полно учесть зарубежный опыт.

Была выполнена проверка методики оценки неопределенности, основанной на формуле Уилкса, по результатам экспериментального режима с большой течью теплоносителя, выполненного на установке БК В-213 (ЭНИЦ). Экспериментальная установка БК В-213 - крупномасштабная интегральная установка, моделирующая барботажно-вакуумную систему локализации аварии и герметичные помещения АЭС с реактором ВВЭР-440/В-213 с объемным масштабом 1:100. На основе опыта расчетно-экспериментальных работ был разработан набор входных параметров кода ATHLET и начальных условий эксперимента, влияющих на неопределенность результата расчетов. После выполнения вариантных

расчетов были получены толерантные интервалы для расчетных зависимостей теплогидравлических параметров. Экспериментальные зависимости параметров находились в рассчитанном толерантном интервале на протяжении большей части экспериментального режима, что указывало на корректность разработанного набора входных параметров

-Нижняя граница

- » - Эксперимент

-10 О 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 Время, С

Рис. 15. Толерантный интервал и экспериментальная зависимость давления в

сосуде высокого давления экспериментальной установки БК В-213

В третьем разделе пятой главы выполнен анализ неопределённости результатов расчета запроектной аварии АЭС-2006 с двусторонним разрывом ("200%-я течь") главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор с наложением отказа всех источников электроснабжения переменного тока. На основании опыта верификационных расчетов и Технического Задания на АЭС-2006 автором был разработан перечень неопределенностей входных параметров кода RELAP5 и начальных условий аварийного режима и получен толерантный интервал для максимальной температуры оболочки твэл для 24-х часов аварийного режима.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Усовершенствована математическая модель пространственного течения двухфазной пароводяной среды в горизонтальном парогенераторе, основанная на методах механики многофазных сред. Математическая модель реализована в расчетном коде STEG.

Парфенов Ю.В., Ртищев H.A., Боровкова Е.М. // Вестник МЭИ - 2012. -№2. С.50-57.

9. Влияние моделей межфазного сопротивления на расчеты течения пароводяной смеси в парогенераторе / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Неровное A.A. // Вестник МЭИ, 2012, №1, С.43-48.

10. Сравнительный анализ расчетных выражений для двухскоростной модели при поперечном обтекании пучка труб двухфазным потоком пароводяной смеси / Неровнов A.A., Парфенов Ю.В., Мелихов В.И., Мелихов О.И. // Теплоэнергетика - 2012. - №9. - С.77-80.

11. Определение динамических нагрузок на контейнмент при внекорпусном паровом взрыве на АЭС с ВВЭР / Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Давыдов М.В., Парфенов Ю.В., Ртищев

H.A., Тарасов A.B., Гудеменко Д.В., Климов П.С. // Фундаментальные исследования - 2012. - №9. - С.889-893.

12. Сравнение двух подходов для расчета силового взаимодействия двухфазного потока с трубным пучком / Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов В.И., ■ Мелихов О.И., Неровнов A.A., Парфенов Ю.В. // Известия Вузов. Ядерная энергетика - 2012. - №3. - С.3-8.

13. Расчетно-экспериментальное исследование напорно-расходной характеристики эжектора для системы аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР / Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Никонов С.М., Елкин И.В., Трубкин Е.И., Якуш С.Е. // Фундаментальные исследования - 2012. - №11. - С.1172-1175.

14. Разработка и валидация расчетного кода для моделирования пузырьковых течений на основе двухскоростной двухтемпературной модели с уравнением переноса межфазной поверхности/ Мелихов О.И., Мелихов В.И., Емельянов Д.А., Парфенов Ю.В. // Фундаментальные исследования, №4 (часть 6), 2013, с. 319-322.

15. Экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды для системы аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР/ Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Никонов С.М., Емельянов Д.А., Елкин И.В., Трубкин Е.И. //"Фундаментальные исследования" № 10 (часть 5) 2013, стр. 949-952.

16. Расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики двухступенчатого эжектора для системы аварийного охлаждения активной зоны АЭС с ВВЭР / Парфенов Ю.В.// Теплоэнергетика, 2013, №9, с.53-55

17. Современное состояния и тенденции развития системных теплогидравлических кодов за рубежом / АсмоЛов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Емельянов Д.А., Киселев А.Е., Долганов К.С.// Теплофизика высоких температур, 2014, том 52, №

I, с. 1-13

18. Валидация кода VAPEX на экспериментах MAGICO и QUEOS / Давыдов М.В., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В. // Nuclear Energy in Central Europe: Proceedings of International Conference 11-14 September 2000. - Bled, Slovenia, 2000. - № 702 - С. 11-19. (на англ.яз.).

19. Расчет кодом VAPEX эксперимента FARO-L33 / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Соколин А,В. // Nuclear Energy in Central Europe: Proceedings of International Conference 10-13 September 2001, -Portoroz, Slovenia, 2001. - № 309 - C.23-32. (на англ.яз.).

20. Верификация кода VAPEX на результатах эксперимента FARO L-33 по взаимодействию кориума с водой / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Соколин А.В. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сборник трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции 19-23 ноября 2001 г. -Подольск, 2001. - Т.4. - С.228-233.

21. Пост-тест анализ эксперимента FARO L-33 кодом VAPEX / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Соколин А.В. // Annual Meeting on Nuclear Technology 2002: Proceedings. - Stuttgart, Germany, 2002. -C.217-220. (на англ.яз.),

22. Сравнительный анализ кодом STEG горизонтального парогенератора ПГВ-1000 с коридорным и шахматным трубным пучком / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Трунов Н.Б. // IAEA Workshop, Technical Meeting on Steam Generator Problems, Repair and Replacement: Proceedings. - Rez near Prague, Czech Republic, 2003.- C.l-l 1. (на англ.яз.).

23. Расчет кодом STEG теплогидравлики и распределения растворенных примесей в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 / Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Трунов Н.Б. // Eleventh International Conference on Nuclear Engineering, ICONE-11: Proceedings. -Tokyo, Japan, 2003.- № 36156 - C.l-4. (на англ.яз.).

24. Расчетный анализ кодом STEG теплогидравлики и распределения примесей в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000 с коридорной и шахматной компоновкой трубного пучка / Драгунов Ю.Г., Трунов Н.Б., Блинков В.Н., Мелихов В.И. и др. // Annual Meeting on Nuclear Technology 2003: Proceedings. - Berlin, Germany, 2003.- C.85-88. (на англ.яз.).

25. Верификация программного комплекса STEG на основе теплогидравлического расчета номинального режима работы ПГВ-ЮООМ / Трунов Н.Б., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В. II 6-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам: Сборник трудов. - Подольск, 2004.-№ 33. - С.1-13.

26. Анализ стандартной проблемы ВВЭР INSC-PSBV1 "11-%течь из верхней камеры смешения с помощью RELA5/MOD3.2 /Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Гавритенкова О.В, Елкин И.В., Липатов И.А., Batless Р. // Proceedings of the 2004 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants, ICAPP'04, Pittsburgh, PA, 2004. C. 1694-1704. (на англ.яз.).

27. Теплогидравлические экспериментальные исследования безопасности и эффективности АЭС с ВВЭР/ Мелихов О.И., Блинков В.Н., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В., Липатов И.А., Елкин И.В., Болтенко Э.А.// Fourteenth International Conference on Nuclear Engineering, ICONE-14: Proceedings. - Miami, Florida, July 17-20, 2006, USA-ICONE14-89192 (на англ.яз.).

28. Анализ теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе с помощью кода STEG / Мелихов О.И., Мелихов В.И., Трунов Н.Б., Парфенов Ю.В.// 7-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам, Подольск. - 3-5 октября 2006 г. -Сборник трудов на CD.

29. Анализ неопределенности и чувствительности результатов расчета кодом ATHLET экспериментального режима с большой течью теплоносителя на стенде БК В-213 /Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. //Всероссийский научно - практический семинар «Точность и неопределенность ПС, используемых для обоснования и обеспечения безопасности ОИАЭ». - НТЦ ЯРБ - Москва. - Сборник трудов - 13-14 марта 2007 г. - С.91-98.

30. Оценка. неопределенности для эксперимента с болящей течью теплоносителя на стенде БК В-213 / Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В. П Proceedings of the International Conference "Nuclear Energy for New Europe". - Portoroz, Slovenia, 10-13 Sept. 2007. - P. 212.1-212.9. (на англ. языке)

31. Математическое моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе с помощью кода STEG /Мелихов О.И., Мелихов В.И., Парфенов Ю.В.// Новое в российской электроэнергетике -2008. -№ 8. -С.21-33.

32. Теплогидравлические исследования сепарации пара в горизонтальном парогенераторе на стенде ПГВ / Парфенов Ю.В., Мелихов О.И., Мелихов В.И., Елкин И.В. // Proceedings of 17th International Conference on Nuclear Engeneering, Brüssel, Belgium. - June 12-16, 2009. - ICONE17 -75276. (на англ. яз.)

33. Валидация кода STEG на экспериментальных данных / Агеев А.Г., Васильева Р.В., Елкин И.В., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Никонов С.М., Парфенов Ю.В., Неровнов A.A., Трошин A.B. // 8-й Международный семинар по горизонтальным парогенераторам. Россия, г. Подольск, ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 19-21 мая 2010. Доклады на CD.

34. Верификация процедур по управлению авариями АЭС с ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР. / Блинков В.Н., Мелихов О.И., Мелихов В.И., Елкин И.В., Никонов С.М., Парфенов Ю.В. //Новое в российской электроэнергетике -2010.-№ 11.-С.21-33.

35. Анализ теплогидравлических процессов в экспериментальной модели горизонтального парогенератора кодом STEG / Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Неровнов A.A. // Proceedings

of Annual Meeting on Nuclear Technology 2011. - Berlin, Germany. - 17-19 May, 2011. (на англ. языке)

36. Моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе с использованием различных корреляций межфазного трения/ Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Неровнов A.A. // Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2011, Article ID 181393, 9 pages, 2011. doi: 10.1155/2011/181393. (на англ. языке)

37. Сравнительный анализ расчетных выражений для двухскоростной модели при поперечном обтекании пучка труб двухфазным потоком пароводяной смеси / Неровнов A.A., Парфенов Ю.В., Мелихов В.И., Мелихов О.И. // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2012. - Stuttgart, Germany. - 22-24 May, 2012 (на англ. языке).

38. Выполнение расчетного анализа безопасности АЭС с помощью системного теплогидравлического кода улучшенной оценки. Лабораторный практикум. Учебное пособие. / Воробьев Ю.Б., Парфенов Ю.В. // Москва: Издательский дом МЭИ, 2009,30 е., ISBN 978-5-383-00391-6

39. Основы обеспечения безопасности атомных электростанций. Лабораторный практикум. Учебное пособие. / В.Г.Асмолов, В.Н.Блинков, Ю.В.Парфенов // Москва: Издательский дом МЭИ, 2009, 72 е., ISBN 978-5383-00427-2

Подписано в печать

Полиграфический центр МЭИ, Красноказарменная ул.,д.13

ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ БЮДЖЕТНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ ВЫСШЕГО ПРОФЕССИОНАЛЬНОГО ОБРАЗОВАНИЯ «НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ УНИВЕРСИТЕТ МЭИ»

На правах рукописи

05201450779

Парфенов Юрий Вячеславович

МОДЕЛИРОВАНИЕ МНОГОФАЗНЫХ ТЕРМОГИДРОДИНАМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ОБОРУДОВАНИИ АТОМНЫХ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ В ЦЕЛЯХ ОБОСНОВАНИЯ ИХ БЕЗОПАСНОСТИ

Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук

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

Москва-2013

Оглавление

Оглавление...................................................................................................................2

Список принятых сокращений...................................................................................5

Условные обозначения................................................................................................6

Введение.....................................................................................................................14

1. Аналитический обзор работ по проблемам моделирования многофазных термогидродинамических процессов на АЭС........................................................29

1.1 Основные подходы к моделированию многофазных

термогидродинамических процессов на АЭС.....................................................29

1.2 Характеристика современного уровня развития расчетных кодов для разработки и обоснования безопасности АЭС....................................................33

1.3 Экспериментальные исследования двухфазных процессов и явлений......50

1.4 Развитие численных методов для новых кодов............................................59

1.5 Развитие архитектуры кодов, сопряжение кодов и использование суперкомпыотерных технологий..........................................................................61

1.6 Работы по оценке неопределенности результатов расчетов теплогидравлическими кодами.............................................................................65

1.7 Основные выводы по Главе №1......................................................................70

2. Моделирование многофазных термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтального парогенератора АЭС с ВВЭР.......................................72

2.1 Основные характеристики горизонтальных парогенераторов АЭС с ВВЭР ..................................................................................................................................72

2.2 Проблемы продления ресурса, разработки новых конструкций горизонтальных ПГ и вопросы математического моделирования...................80

2.3 Обзор работ по проблемам математического моделирования термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах.....82

2.4 Математическая модель расчетного программного средства STEG.........90

2.4.1 Система уравнений сохранения массы, импульса и энергии для пароводяной смеси.................................................................................................90

2.4.2 Корреляции межфазного взаимодействия..................................................93

2.4.3 Корреляции трения пароводяной смеси о трубчатку..............................106

2.4.4 Численная схема расчетного программного средства STEG.................115

2.4.5 Модель распределения растворимых примесей и отложений на трубчатке...............................................................................................................120

2.5 Валидация STEG на опытных данных, полученных в экспериментах ОКБ «ГИДРОПРЕСС»..................................................................................................123

2.5.1 Описание экспериментальной установки ОКБ «ГИДРОПРЕСС».........123

2.5.2 Результаты расчетов экспериментального режима на стенде ОКБ «ГИДРОПРЕСС»..................................................................................................128

2.6 Валидация STEG на опытных данных, полученных в экспериментах ОАО

«ЭНИЦ».................................................................................................................136

2.6.1 Описание экспериментального стенда ОАО «ЭНИЦ»...........................136

2.6.2 Расчетно - экспериментальное исследование гидравлического сопротивления ПДЛ.............................................................................................141

2.6.3 Моделирование кодом STEG экспериментов на стенде ПГВ...............143

2.7 Кросс-верификация кодов STEG и TRAC применительно к номинальному режиму работы ПГВ-1000М................................................................................161

2.8 Моделирование теплогидравлических процессов в горизонтальном парогенераторе ПГВ-1000М с реконструированной схемой водопитания.... 184

2.8.1 Исходные данные для расчета ПГВ-1000М с модернизированной системой водопитания и расчетная сетка..........................................................184

2.8.2 Пространственное распределение теплогидравлических параметров в горизонтальном парогенераторе.........................................................................189

2.9 Определение теплогидравлических характеристик горизонтального парогенератора повышенной мощности 1062 МВт..........................................198

2.10 Сопряжение кода STEG с кодом СОКРАТ................................................209

2.10.1 Общие принципы сопряжение трехмерных и одномерных теплогидравлических моделей............................................................................209

2.10.2 Процедура сопряжения трехмерного кода STEG и одномерного кода СОКРАТ................................................................................................................243

2.10.3 Трехмерная модель второго контура горизонтального парогенератора ПГВ кода STEG и модель первого контура кода СОКРАТ.............................249

2.11 Основные выводы по Главе №2..................................................................256

3. Моделирование взаимодействия высокотемпературного расплава с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС.................................................................................259

3.1 Общая информация о процессе взаимодействия высокотемпературного расплава с водой в ходе тяжелой аварии на АЭС и работах, посвященных исследованию этого процесса.............................................................................259

3.2 Математическая модель расчетного программного средства VAPEX.....263

3.3 Анализ экспериментов по исследования стадии предварительного перемешивания с помощью расчетного программного средства VAPEX...269

3.3.1 Анализ экспериментов MAGICO с помощью кода VAPEX...................269

3.3.2 Анализ экспериментов QUEOS с помощью кода VAPEX......................275

3.4 Анализ эксперимента по взаимодействию расплава с охладителем на установке FARO с помощью кода VAPEX........................................................278

3.5 Оценка динамической нагрузки на корпус реактора АЭС с ВВЭР-1000 при внутрикорпусном взрыве.............................................................................291

3.6 Расчет динамических нагрузок на контейнмент АЭС с ВВЭР при внекорпусном паровом взрыве...........................................................................300

3.7 Основные выводы по главе №3...................................................................307

4. Моделирование однофазных термогидродинамических процессов в элементах АЭС.........................................................................................................309

4.1 Моделирование термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооболочки АЭС с ВВЭР...........................................................309

4.1.1 Общая информация о пассивной системе фильтрации межоболочечного пространства.........................................................................................................309

4.1.2 Описание конструкции ФУ........................................................................310

4.1.3 Результаты экспериментальных исследований.......................................312

4.1.4 Математическая модель теплообмена в секции ФУ..............................315

4.1.5 Результаты расчета экспериментальных исследования процессов в ФУ кодом М8.............................................................................................................321

4.1.6 Результаты моделирования термогидродинамических процессов в ФУ с помощью кода 1И8..............................................................................................324

4.2 Моделирование гидродинамических процессов в эжекторе системы аварийного и планового расхоложивания Нововоронежской АЭС-2............329

4.2.1 Общая информация об агрегате «насос-эжектор»...................................329

4.2.2 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики одноступенчатого эжектора....................................................329

4.2.3 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики двухступенчатого эжектора....................................................334

4.2.4 Расчетно-экспериментальные исследования напорно-расходной характеристики эжектора с тангенциальным подводом пассивной среды....337

4.3 Основные выводы по главе №4....................................................................341

5. Оценка неопределенности результатов расчетов аварийных режимов на АЭС сВВЭР......................................................................................................................344

5.1 Обзор методик оценки неопределенности.................................................344

5.2 Проверка методики оценки неопределенности по результатам

эксперимента с большей течыо теплоносителя на стенде БК В-213..............359

5.2.1 Общая информация о расчетно-экспериментальных исследованиях,

выполненных на стенде БК В-213......................................................................359

5.2.3 Оценка неопределенности и анализ чувствительности эксперимента, выполненного на стенде БК В-213....................................................................364

5.3 Реалистический детерминистский анализ запроектной аварии на АЭС-2006 с двусторонним разрывом главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор с наложением отказа всех источников электроснабжения переменного тока..................................................................................................370

5.3.1 Базовый расчет аварийного режима на АЭС-2006..................................370

5.3.2 Оценка неопределенности расчета аварийного режима........................382

5.4. Основные выводы по Главе №5...................................................................388

Заключение...............................................................................................................389

Список принятых сокращений

АЭС - атомная электрическая станция

ВАБ — вероятностный анализ безопасности

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВКС - верхняя камера смешения

ВПУ - водо-подготовительные устройства

ГЦН - главный циркуляционный насос

ГЦТ - главный циркуляционный трубопровод

ДАБ - детерминисткий анализ безопасности

МПА - максимальная проектная авария

ЗПА — запроектная авария

НКС — нижняя камера смешения

ООБ — отчет по обоснованию безопасности

ОПБ - общие положения обеспечения безопасности атомных станций ПГ - парогенератор

ПГВ — парогенератор с водяным теплоносителем

ПДЛ - погруженный дырчатый лист

ПК - продукты коррозии

ППДЛ - пароприемный дырчатый лист

ПС - программное средство

САОЗ - система аварийного охлаждения активной зоны

СВД - сосуд высокого давления

TBC - тепловыделяющая сборка

УЛР - устройство локализации расплава

ФУ - фильтровальная установка

CFD - Computational Fluid Dynamics

GRS - Общество по безопасности установок и реакторов, Германия IFIS - Interaction of Fire and Sprinklers (CFD код)

IRSN - Институт по радиационной и ядерной безопасности, Франция KAERI - Научно-исследовательский институт атомной энергии, Корея KINS - Институт по ядерной безопасности, Корея NRC - Nuclear Regulatory Commision PWR - Pressurized Water Reactor

Условные обозначения

А площадь грани ячейки, м2

а,/ площадь поверхности пленки в единице объема, 1/м

щ концентрация межфазной поверхности, 1/м

си коэффициент сопротивления

с¡2 коэффициент межфазного сопротивления

с/3 коэффициент сопротивления воды о трубный пучок

С23 коэффициент сопротивления пара о трубный пучок

Со эмпирический параметр в коэффициенте теплообмена вода-

межфазная поверхность

С/ эмпирический параметр в коэффициенте теплообмена вода-

межфазная поверхность

Сат коэффициент, характеризующий межфазное взаимодействие в

дисперсно-кольцевом режиме

Сап параметр шероховатости, учитывающий волнистость жидкой

пленки

с3 удельная теплоемкость сорбента, Дж/кг К

ср,а теплоемкость воздуха при постоянном давлении, Дж/кг К

Сяда константа пропорциональности в коде П7^ константа пропорциональности в коде Н7^

Cfjms константа пропорциональности в коде IFIS

D диаметр дисперсной фазы, м

dhydr гидравлический диаметр отверстия в ПДЛ, м

D внешний диаметр трубки трубного пучка, характерный масштаб течения (в случае течения в трубе D - диаметр трубы), м

Dp диаметр пузырьков, м

Е коэффициент уноса

Fn сила межфазного взаимодействия, Н

F13 сила взаимодействия воды с трубным пучком, Н

F23 сила взаимодействия пара с трубным пучком, Н

F0 площадь живого сечения ПДЛ, м2

F} площадь ПДЛ, м2

Fid сила сопротивления со стороны капель, Н

Fif сила сопротивления со стороны жидкой поленки, Н

Fxi компоненты силы трения газа о пористую среду, Н

Fw суммарная сила сопротивления обеих фаз о трубный пучок, Н

f3 площадь выходного сечения камеры смешения, м2

fi коэффициент трения о жидкую пленку

fonf площадь отверстия, м2

fpi площадь выходного сечения рабочего сопла, м2

fH2 площадь инжектируемого потока во входном сечении камеры смешения, м2

G удельный массовый расход, кг/м2с

Gr„ах максимальный удельный массовый расход смеси в трубчатке,

кг/м2с

g ускорение силы тяжести, м/с2

H энтальпия, Дж/кг

His энтальпия воды, подаваемая из источника, Дж/кг

H2s энтальпия пара, подаваемая из источника, Дж/кг

hj высота трубного пучка, м

г удельная энтальпия, Дж/кг

ijsat удельная энтальпия воды на линии насыщения, Дж/кг

bsat удельная энтальпия пара на линии насыщения, Дж/кг

J приведенная скорость пароводяной смеси, м/с

к кинетическая энергия турбулентности, м2/с2

I толщина ПДЛ, м

Ки число Куранта

M масса, кг

Ми расход питательной воды в единице объема, кг/м3с

M.2s расход пара в единице объема, кг/м3с

Р давление, Па

АР2ф перепад давления на трубчатке из-за гидравлического сопротивления в двухфазном потоке, Па

APz необратимые потери давления на ПДЛ, Па

АРПДЛ перепад давления на ПДЛ, Па

Рг число Прандтля

Ps эмпирический коэффициент

рн давление инжектируемого потока, Па

рр давление рабочего потока, Па

рс давление смешанного потока на выходе из диффузора, Па

шаг трубчатки, м О, тепловой поток, Вт

дех интенсивность теплообмена газа с пористыми структурами, Вт/м3

Чп тепловой поток с межфазной поверхности к воде, Вт/м2

4я тепловой поток с межфазной поверхности к пару, Вт/м2

431 тепловой поток с поверхности трубного пучка к пару, Вт/м2

4^2 тепловой поток с поверхности трубного пучка к пару, Вт/м2

¿/Ч объемное тепловыделение, Вт/м3

К коэффициент теплопередачи, Вт/м2К

К-п коэффициент теплопередачи от межфазной поверхности к воде,

Вт/м2К

коэффициент теплопередачи от межфазной поверхности к пару, Вт/м2К

К-ш расстояние между центрами площадок в формуле теплообмена за

счет излучения в коде м

Кз1 коэффициент теплопередачи от трубного пучка к воде, Вт/м2К

Кз1 коэффициент теплопередачи от трубного пучка к пару, Вт/м2К

гш средний радиус Саутера для капель, м

Гс1 эффективный радиус, используемый для вычисления силы

сопротивления, м

Ке число Рейнольдса

SAR стохастический коэффициент аппроксимации

SiF площадь площадки в формуле теплообмена за счет излучения, м2

Т температура, °С

температура стенки, °С

t время, с

щ компонента скорости газа, м/с

иг средняя относительная скорость газовой и жидкой фаз, м/с

U коэффициент инжекции

U* предельный коэффициент инжекции

v скорость потока в направлении у, м/с

у~ скорость дрейфа, м/с

gj

Vr относительная скорость, м/с

vol объем ячейки, м3

w скорость потока в направлении z, м/с

Wo скорость циркуляции, м/с

wis скорость воды, подаваемая из источника, м/с

W2s скорость пара, подаваемая из источника, м/с

We эффективное число Вебера

w/ параметр взвешивания

х массовое расходное паросодержание

ZT число трубок по высоте пучка

2ф z-фактор

а объемная доля

(Хуг коэффициент теплоотдачи, Вт/мК

объемная доля, занимаемая газом

Р*, доля поперечного сечения для течения в направлении х;

е скорость диссипации турбулентной энергии, м2 /с3

ег приведенная степень черноты

01 угол между прямой, соединяющей центры площадок в формуле теплообмена за счет излучения, рад

02 угол между прямой, соединяющей центры площадок в формуле теплообмена за счет излучения, рад

8 дельта функция

ф^ параметр, характеризующий отношение перепада давления на

трубчатке из-за гидравлического сопротивления в двухфазном потоке к перепаду давления на трубчатке из-за гидравлического сопротивления в однофазном потоке жидкости с таким же

удельным массовым расходом

Г величина межфазной массопередачи, м2

параметр Локкарта- Мартинелли

(р объемное паросодержание

Я теплопроводность, коэффициент для расчета местного

сопротивления ПДЛ, Вт/мК

Ае/ эффективный коэффициент теплопроводности, Вт/мК

Л,еГ8 эффективная теплопроводность «скелета» в засыпке сорбента,

обусловленная излучением и контактной теплопроводностью, Вт/Мк

"ке{ а эффективная теплопроводность воздуха в засыпке сорбента,

обусловленная молекулярной теплопроводностью и конвективной

теплопроводностью, Вт/мК

р динамический коэффициент вязкости, кг/мс

Р1 коэффициент ламинарной вязкости, кг/м с

Рт динамический коэффициент вязкости смеси, кг/мс

\хТ коэффициент турбулентной вязкости, кг/м с

п комплекс для вычисления коэффициента уноса

Ро периметр отверстия в ПДЛ, м

р плотность, кг/м3

и коэффициент поверхностного натяжения, Н/м

и число Прандля

<30 постоянная Стефана-Больцмана, Вт/м2К4

а у турбулентное число Прандтля

ау > аъ турбулентные числа Шмидта

г специальный параметр для расчета коэффициента местного

сопротивления ЦДЛ в однофазном потоке

х/ напряжение на поверхности пленки, Н/м2

£ коэффициент сопротивления

коэффициент сопротивления трубного пучка для однофазного потока воды

коэффициент местного сопротивления ПДЛ для однофазного потока

Ч< коэффициент негомогенности

Индексы и другие обозначения

1 жидкая фаза

2 газовая (или паровая) фаза

3 трубный пучок

AM дисперсно-кольце