Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований

Безруков, Юрий Алексеевич

Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований

доктора технических наук: Безруков, Юрий Алексеевич
город: Подольск
год: 2007
специальность ВАК РФ: 05.14.03

Диссертация по энергетике на тему «Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований»

Автореферат диссертации по теме "Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований"

УДК 621.039

На правах рукописи

Безруков Юрий Алексеевич

ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ ВВЭР НА ОСНОВЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ

Специальности:

05.14.03 — Ядерные энергетические установки, включая проектирование,

эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Технические науки 01.04.14 - Теплофизика и теоретическая теплотехника. Технические науки

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

00306492Э

Подольск -2007

003064929

Работа выполнена в Федеральном Государственном Унитарном Предприятии ОКБ "ГИДРОПРЕСС"

Научный консультант: член-корреспондент РАН,

доктор технических наук Юрий Григорьевич Драгунов

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор Лев Николаевич Полянин

доктор технических наук, профессор Владимир Бендианович Хабенский

доктор технических наук, профессор Петр Петрович Олейников

Ведущая организация: Институт теплофизики Сибирского

отделения Российской Академии Наук

Защита состоится 26 .ОЭ 2007 года в /О час.-З^мин. на заседании диссертационного совета Д217.040.01 при Всероссийском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте атомного энергетического машиностроения (ВНИИАМ) по адресу: 124171, Москва, ул. Космонавта Волкова, 6а.

С диссертацией можно ознакомиться в научно-технической библиотеке института.

Отзыв на автореферат диссертации в- количестве двух экземпляров, заверенные гербовой печатью учреждения, просим направлять по адресу: 124171, Москва, ул. Космонавта Волкова, 6а, ученый совет ВНИИАМ.

Автореферат разослан « 2Л » ч-устсг 2007 г.

Ученый секретарь диссертационного совета, кандидат технических наук

Е.К. Безруков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. АЭС, оснащенные реакторами с водой под давлением, являются наиболее распространенными, как в России, так и в мире. По состоянию на конец 2006 г. в России работало 15 блоков с реакторами ВВЭР, из них 9 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и б блоков с реакторами ВВЭР-440. Еще 15 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и 21 блок с реакторами ВВЭР-440 работают в ближнем и дальнем зарубежье. Ведется сооружение 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Индии и Иране. Согласно Федеральной целевой программе к 2015 году предусматривается ввод в эксплуатацию 10 новых энергоблоков атомных электростанций общей установленной мощностью не менее 9,8 ГВт. Разрабатываются проекты перспективных реакторных установок (РУ) повышенной безопасности с реакторами ВВЭР-640, ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500.

Основным элементом, определяющим безопасность АЭС, является активная зона реактора. Ее конструкция непрерывно совершенствуется. Появляются новые конструкции TBC, предлагаются новые типы безопасных твэл, например с микротопливом. От состояния активной зоны, ее целостности и температуры зависит выход продуктов деления (основного поражающего фактора) за пределы АЭС. Состояние активной зоны определяется ее температурным режимом. Как показывает опыт эксплуатации, при нормальных температурных условиях оболочки твэл сохраняют свою целостность в течение всего срока кампании.

В нормативных и проектных материалах оговаривается, что активная зона должна оставаться неповрежденной как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах. В нормальных и переходных режимах эксплуатации не должен возникать кризис теплоотдачи. В аварийных режимах температура оболочек твэл не должна превышать

1200°С, локальная глубина окисления материала оболочки не должна превышать 18 % от ее толщины.

Для реакторов с повышенной безопасностью предусматривается концепция удержания материалов активной зоны внутри корпуса реактора при запроектной аварии с расплавлением активной зоны. Это достигается наружным охлаждением корпуса реактора водой. В последнее время среди запроектных аварий рассматриваются случаи несанкционированного попадания неборированного теплоносителя в активную зону, в которых возможно непредвиденное увеличение реактивности и мощности активной зоны.

Из вышеизложенного вытекают научно-технические задачи по исследованию вопросов гидродинамики и теплообмена в различных элементах оборудования реакторной установки, прежде всего в активной зоне. Перед разработчиками существующих и вновь проектируемых РУ стоит задача повысить степень безопасности АЭС за счет применения проверенных решений. Расчетные коды, используемые для обоснования безопасности, должны быть верифицированы на надежных экспериментальных данных.

Цель диссертационной работы - обоснование теплогидравлической безопасности реакторных установок с реакторами ВВЭР на базе модельных теплофизических исследований, оптимизации конструктивных решений, разработки, совершенствовании и верификации расчетных кодов.

Научная новизна диссертационной работы состоит в следующем: - с учетом уточненных воздействующих факторов обоснована новая более достоверная методика определения запасов до кризиса теплоотдачи в условиях нормальной эксплуатации и переходных режимах реакторных установок с реакторами ВВЭР;

- полученные корреляционные соотношения для оценки кризиса теплоотдачи позволяют обосновать возможность повышения мощности действующих и вновь проектируемых установок без изменения габаритов корпуса реактора;

- с использованием крупномасштабных моделей TBC доказана эффективность верхнего залива активной зоны в условиях аварий с большой течью;

- обоснована возможность предотвращения кризиса теплоотдачи на днище корпуса реактора ВВЭР-640 в запроектной аварии с расплавлением активной зоны при наружном охлаждении корпуса реактора водой;

- обеспечена возможность верификации и оптимизации действующих теплогидравлических кодов для обоснования безопасности реакторных установок с ВВЭР.

Достоверность полученных экспериментальных данных обеспечивается использованием аттестованных методов измерения, анализом погрешностей, использованием пред- и посттестовых расчетов и подтверждена хорошим согласием с зарубежными аналогами.

Личное участие автора

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора, как ведущего специалиста ОКБ "Гидропресс", непосредственно занимающегося подготовкой стендов и исследованиями. Автор принимал непосредственное участие в проведении многочисленных экспериментов, начиная со стадии формулировки проблемы и постановки задачи исследований, разработки проекта измерительной системы, методики экспериментов. Автор непосредственно участвовал в проведении экспериментов. С его участием обрабатывались результаты исследований и выпускались научно-технические отчеты.

Автором лично разработаны и внедрены в проектные разработки корреляции по кризису теплоотдачи, как при равномерном, так и неравномерном тепловыделении по длине TBC. Предложены корреляции для закризисного теплообмена. Автором разработана корреляция для расчета критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора при внешнем его заливе водой. Автор участвовал в подготовке и проведении экспериментов по перемешиванию борного раствора в проточной части реактора. С участием автора выполнены расчеты с помощью кода CFX экспериментов по перемешиванию бора в проточной части реактора ВВЭР.

Практическая значимость

Предложенные автором корреляции для критического теплового потока и закризисной теплоотдачи использовались при обосновании надежности активных зон как существующих реакторов ВВЭР, так и строящихся и вновь проектируемых (реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500). Экспериментальные данные по кризису и закризисной теплоотдаче использовались для верификации отечественных кодов ТРАП, КОРСАР и зарубежного кода RELAP5/Mod 3.2. Данные по перемешиванию бора использовались для

верификации кода СРХ5. Проверенные экспериментально проектные решения использовались для обоснования проектов РУ с повышенной безопасностью.

На защиту выносятся следующие положения и результаты:

1. Результаты комплексных экспериментальных исследований в обоснование безопасности активных зон реакторов ВВЭР;

2. Корреляции для расчета кризиса теплоотдачи при равномерном и неравномерном тепловыделении по длине ТВС;

3. Поправка к корреляции Конди-Бенгстона, учитывающая влияние массовой скорости на теплоотдачу при закризисном теплообмене;

4. Результаты экспериментальных исследований повторного залива в аварии с большой течью на крупномасштабном макете ТВС;

5. Результаты экспериментальных исследований по охлаждаемости днища корпуса реактора ВВЭР в условиях аварии с расплавлением активной зоны;

6. Корреляция для определения критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора;

7. Расчетно-экспериментальные исследования перемешивания бора при попадании пробки конденсата при пуске главного циркуляционного насоса (ГЦН) и в режимах восстановления естественной циркуляции.

Апробация работы и публикации

По результатам работы сделано 27 сообщений на следующих семинарах и конференциях:

- семинары СЭВ по теплофизике 1974, 1978, 1982 и 1984 г.г.;

- 4-я конференция Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня - 2 июля 1993;

- 1-я Российская национальная конференция по теплообмену, Москва, 21-25 ноября 1994;

- NURETH-8: 8th International topical meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics, Kyoto (Japan), 30 Sep - 4 Oct., 1997.

- международные конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, 21-24 ноября, 1995 и 26-29 мая, 1998;

- "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000", Bonn 22-24 May 2000;

- International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2000, Bled (Slovenia), 11-14 Sep, 2000.

- "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2001", Dresden 15-17 May 2001;

- на 2-ой и 3-й Всероссийских конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, Московская обл., ОКБ "Гидропресс" в 2001 и 2003 г.г.;

- на 1-й Всемирной конференции Top Fuel 2003 "Nuclear Fuel for Today and Tomorrow. Experience and Outlook", Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003;

- на 2-й Всемирной конференции "The 2004 International Meeting LWR Fuel Performance", Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

По теме диссертации автором опубликованы: монография «Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР», 2 статьи в сборнике трудов ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 11 статей в журналах: «Атомная энергия», «Теплоэнергетика», «Вопросы атомной науки и техники», «Nuclear Technology», «Nuclear Engineering and Design», в том числе 9 статей в рецензируемых журналах.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 4 глав и заключения, 167 страниц текста, 95 иллюстраций и списка литературы из 79 наименований.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показаны состояние современной атомной энергетики, отражена актуальность вопросов экспериментального обоснования безопасности РУ с ВВЭР, целесообразность экспериментальных исследований и верификации расчетных кодов.

В первой главе представлен обзор проблем, наиболее важных для безопасности. Основным критерием надежной и безопасной работы активной зоны реактора является ее надежное охлаждение. Это достигается за счет недопущения кризиса теплоотдачи в нормальных условиях эксплуатации (НУЭ) и в режимах с нарушениями нормальных условий эксплуатации (ННУЭ). В настоящее время для расчета критических тепловых потоков в ВВЭР при равномерном тепловыделении используется корреляция автора:

чравн = 0,795-(1-Х)°'105р-°'5 .М0'184-°-311'х .(1-0,0185-Р) (1)

За пределами ее применимости, особенно в аварийных режимах, используется корреляция Смолина.

Анализ известных литературных данных показал, что на кризис теплоотдачи влияют такие конструктивные и режимные факторы, как профиль тепловыделения по длине твэл, тип и шаг расположения дистанционирующих решеток, изгиб твэл между дистанционирующими решетками, нестационарность процесса охлаждения и т.д.

Применительно к ВВЭР в ОКБ «Гидропресс» и ЭНИЦ ранее были проведены исследования кризиса теплоотдачи при неравномерном тепловыделении по длине. Эксперименты были проведены на пучках разной длины и двух профилях тепловыделения. К разработанной по этим экспериментам расчетной методике имеются замечания, что она неправильно отражает влияние давления теплоносителя и справедлива лишь только для симметричных (в виде косинуса) профилей тепловыделения. В последние годы топливо для реакторов ВВЭР

совершенствуется. В топливную матрицу добавляются выгорающие поглотители, при этом профили тепловыделения становятся более пологими с крутыми спадами на краях твэл. Расчеты по старой методике ОКБ «Гидропресс» предсказывают для новых профилей энерговыделения очень низкие значения критических тепловых потоков (КТП), неприемлемые для обоснования проектов. В результате этих замечаний появилась необходимость проведения дополнительных экспериментов.

Применяемые для обоснования ВВЭР расчетные корреляции для КТП не учитывают изменений типа дистанционирующих решеток и шага их расположения, появляющихся в процессе модернизации TBC. В последних проектах TBC для реакторов ВВЭР дистанционирующие решетки стали на 10 мм выше и несколько изменили свою форму. Кроме того, располагаться они стали реже. Шаг между ними увеличился с 255 до 340 мм. Потребовались эксперименты по учету влияния этих факторов.

В процессе обоснования безопасности РУ с ВВЭР-1000 на Тяньваньской АЭС в Китае возник вопрос, как повлияет на КТП изгиб твэл, возможный при больших выгораниях. Хотя ранее изгибы твэл при эксплуатации топлива ВВЭР не наблюдались и вероятность сильного изгиба твэл слишком мала, потребовалось проведение экспериментов, так как литературных данных по этому вопросу очень мало.

Чрезмерный перегрев оболочек твэл не допускается и в авариях с течами теплоносителя из первого контура. В процессе таких аварий возможно осушение активной зоны и ее разогрев, а после срабатывания систем аварийного охлаждения происходит затопление активной зоны, т.е. начинается стадия повторного залива. Согласно нормативных документов необходимо, чтобы температура оболочек твэл во время аварии не превышала 1200°С, а после расхолаживания TBC температурные напряжения и процессы окисления не привели к охрупчиванию и разрушению оболочек твэл. Существует два типа закризисной

теплоотдачи. Первый тип - это переход от нормального режима охлаждения жидкостью к охлаждению паром. Второй тип закризисной теплоотдачи - это возврат от парового охлаждения обогреваемой поверхности к нормальному режиму охлаждения жидкостью. Здесь также возможны два режима возврата. Первый - это режим возврата из кризиса при высоких тепловых потоках за счет уменьшения теплового потока с поверхности (return to nucleate boiling - RNB). Как правило, тепловой поток возврата к нормальному режиму охлаждения и критический тепловой поток при принудительном течении теплоносителя близки друг к другу. Второй - это расхолаживание сильно разогретых твэл при заливе воды снизу или сверху, так называемое повторное смачивание. В зарубежной литературе это явление называется "quenching", т.е. закалка.

Известные корреляции для расчета теплоотдачи к влажному или перегретому пару хорошо предсказывают теплообмен после возникновения кризиса теплоотдачи при массовых скоростях более 700 кг/(м2 с), однако в области малых массовых скоростей, характерных для аварий с малыми течами погрешность их предсказания сильно возрастает. Зарубежные исследования, а также эксперименты ГНЦ ФЭИ по исследованию повторного залива активной зоны реактора после ее осушения при аварии с течью из первого контура показали, что на процесс расхолаживания моделей TBC сильно влияет масштабный фактор. Эксперименты на пучках с малым числом стержней (менее 37) предсказывают неэффективность верхнего залива из-за имеющегося «захлебывания» потока в верхней части пучка. Увеличение поперечного размера пучка приводит к ослаблению этого явления и улучшению расхолаживания TBC. В многостержневой сборке и, тем более, в активной зоне, появляется фактор, ускоряющий продвижение фронта смачивания "горячих" твэлов при заливе снизу. Это происходит благодаря тому, что в

"холодных" областях активной зоны уровень повышается быстрее, а это создает дополнительный движущий напор для "горячих" областей.

В проекте реактора средней мощности ВВЭР-640 с повышенной безопасностью предусмотрено в случае гипотетической аварии с длительным отсутствием отвода тепла и расплавлением активной зоны охлаждать корпус реактора с помощью воды, заливаемой снаружи реактора. При таком способе охлаждения возможно возникновение кризиса теплоотдачи на нижней поверхности днища корпуса, что приведет к его перегреву. Недопущение кризиса теплоотдачи позволяет сохранить герметичным третий барьер - «корпус реактора» и тем самым предотвратить выход радиоактивных продуктов деления за пределы реакторной установки.

Возникновение кризиса теплоотдачи недопустимо и в режимах, связанных с изменением реактивности вследствие быстрого снижения концентрации бора в активной зоне. Во время пуска первого ГЦН после стояночного режима возможно попадание пробки конденсата из гидрозатвора в реактор. Пробка может образовываться различными путями и при пуске ГЦН она в течение нескольких секунд транспортируется в реактор. Понижение концентрации в активной зоне может привести к возникновению критичности и кризису теплоотдачи в некоторых ТВС. Перемешивание потоков на входе в активную зону позволяет избежать возникновения критичности и, соответственно, роста температуры оболочек твэл.

Во второй главе представлены результаты экспериментальных исследований теплообмена в активной зоне в нормальных и аварийных режимах. Исследовано влияние на кризис теплоотдачи таких факторов, как профиль тепловыделения по длине твэл, шага расположения и высоты дистанционирующих решеток, изгиба твэл. Определены границы

кратковременного входа в кризис теплоотдачи, изучено влияние нестационарности процесса.

Эксперименты с неравномерным тепловыделением по длине были проведены нами на трубах с внутренним диаметром 8 мм. Предполагалось, что влияние неравномерности тепловыделения по длине канала на кризис теплоотдачи в трубах точно такое же, как и в пучках стержней. Было исследовано 5 вариантов профилей тепловыделения. Исследованные профили тепловыделения приведены на рис. 1.

Координата вдоль трубы, м

Профиль 1 -Профиль 2-Профиль 3

- Профиль 5-Профиль 4

Рис. 1 Исследованные профили тепловыделения

Опыты на трубах были проведены при давлении 12,3 и 15,7 МПа, массовых скоростях от 1890 до 4135 кг/(м2-с) и относительной энтальпии на выходе из трубы от 0 до 0,280. Было получено 596 кризисных точек. Опытные точки, полученные на трубах, а также данные, полученные ранее в ОКБ «Гидропресс» на пучках стержней (всего около 900 точек), были обработаны по методике Астахова с показателем степени «п», зависящим от давления, и по откорректированной диссертантом методике при показателе степени п= -1. В качестве базовой зависимости для КТП при равномерном тепловыделении по длине была принята корреляция (1).

ч^ = Ч!ф 1

р =

■1кр

2 г-Ь

Сравнение расчета по старой и откорректированной методикам с экспериментом приведено на рис. 2 и 3.

2 "Р Ш

СО

; г»

■ К р

/Д 1' //

ай

1. 1 2. . 2. Расчет, МВт/м'1

-ЯО.О -70,0 -00.0 -50,0 -40.0 -30,0 .20.0 -10.0 0,0 10.0 ЗО.О 30.0 40,0 ео.о

Отклонения, %

Рис. 2 Сравнение расчета по методике Астахова с экспериментом для всех исследованных профилей

1 у

«ус**

Л /

•Ж

X IX

д> «м

с; *

я »

X 15

О я

5 -

0.0 0.5 1-0 1.5 2.0 2.5 3.0 1.2

■КГ

■V

Д=0,14-% гт= 13,0 %

■¡¡И

■ ■

Расчет, МВт/м

-50,0 -40,0 ЛО.О -20.0 -10,0 0.0 10,0 _ 23,0 30.0 40.0 50.0

Отклонение, %

Рис. 3 Сравнение расчета по откорректированной методике с экспериментом для всех исследованных профилей

На гистограммах «о» означает среднеквадратичное отклонение эксперимента от расчета, а «А» отклонение среднеарифметического значения от расчета. Как видно из рисунков все экспериментальные точки хорошо согласуются с предложенной автором методикой.

Одним из факторов, влияющим на кризис теплоотдачи, является изгиб твэл вплоть до полного касания друг с другом. Были проведены эксперименты для исследования влияния этого фактора. Первоначально эксперименты были проведены на пучке с прямыми твэл при давлении 15,7 МПа и четырех значениях массовой скорости 1400, 1800, 2500 и 3000 кг/(м2-с). Поскольку изгиб твэл в нижней части TBC не приводит к серьезным последствиям (запасы до кризиса в этой части TBC достаточно большие), то был исследован изгиб на верхнем конце обогреваемой части (в области наименьших запасов до кризиса теплоотдачи). Поскольку оболочка твэл довольно жесткая конструкция, то касание происходило по дуге в пределах 10-15 мм. В отличие от экспериментов, проведенных в РНЦ КИ, в этом пучке был изогнут центральный имитатор твэл, так как он лучше моделирует теплогидравлическую ситуацию в центральной части TBC. Схема пучка с изогнутым имитатором твэл приведена на рис. 4. В изогнутом имитаторе твэла и соседнем, который касается его, было установлено несколько термопар по высоте стержней. Термопары были установлены как в конце обогреваемой части имитаторов, так и ниже по потоку. В результате экспериментов обнаружено, что изгиб твэл в пучке стержней приводит к снижению критических тепловых потоков (примерно на 15 %) только при массовой скорости 1400 кг/(м2-с) (см. рис. 5-а). При массовых скоростях 1800 кг/(м2-с) и более имеющиеся отклонения от пучков с прямыми твэлами находятся в пределах погрешности экспериментов. На рис. 6-7 приведено сравнение экспериментов на пучке с изогнутым твэлом с расчетами по корреляции (1). Из рисунков видно, что экспериментальные точки хорошо согласуются с расчетом.

Были проведены эксперименты на пучках стержней с дистанционирующими решетками с увеличенной до 30-35 мм высоты. Одновременно был изменен шаг расположения дистанционирующих решеток с 255 до 340 мм.

Дистанций ни-рующая р решетка

Медные — трубы

Конец зоны

Гильзы с термопарами

Обогреваемая часть стержней

Сечение пучка до места изгиба

Сечение пучка в месте максимального сближения стержней

Рис. 4 Вид пучка с изогнутым твэлом

1,00 -0.05

• • • • • к

о о о*

б) £

0.00 0,05 0.10

Относительная энтальпия

1.5

-0.05

• оо г* ? •о п Ч

►

0.00 0.05 0.10

Относительная энтальпия

а) Р = 15.7 МПа, р\у=1400 кг/(м2*с); б) Р = 15.7 МПа, р№=3000 кг/(м2*с) • - пучок с прямыми твэл; о - пучок с изогнутыми твэл

Рис.5 Сравнение экспериментальных данных на пучках с прямыми и изогнутыми твэл

3,0

£ 2,5 т 2

Ё"

1 2,0

1,0

-рфь' Ч * • ПР^* I»

¡19

¡«V • Без изгиба о С изгибом

3,0

1,0 1,5 2,0 2,5 Окр-расчет МВт/м2 Рис. 6 Сравнение расчета с экспериментом для пучков с изгибом твэл и без (с границей ± 25 %)

-0.20 -0.15 -0.10 -0.05 - 0:00 • 0,05 • 0.10 ■ • 0,15 ■ • 0.20 Отклонение от среднего

Рис. 7 Гистограмма отклонений опытных точек на пучке с изгибом от расчета

Как показали результаты экспериментов, такое изменение конструктивных параметров практически не повлияло на КТП. Увеличение высоты дистанционирующих решеток привело к некоторому увеличению их турбулизирующих свойств и к интенсификации теплообмена. Увеличение шага расположения дистанционирующих решеток наоборот привело к некоторому снижению КТП. Суммарное воздействие не привело к отклонению экспериментальных значений КТП от расчетной корреляции (1).

Поскольку корреляция (1) для равномерного тепловыделения была получена на пучках с минимальной теплогидравлической неравномерностью, то представляет интерес сравнить эти значения со скелетными таблицами для труб. В ряде зарубежных публикаций подтверждается возможность такого подхода, который рекомендован также МАГАТЭ. Утверждается, что если проанализировать данные, полученные на тщательно испытанном пучке с надлежащей фиксацией наступления кризиса, величина КТП в ячейках отличается от КТП в трубе на величину не более 5 % (с учетом корректирующих коэффициентов).

Сравнение корреляции (1) с упомянуть

/№ =: 000 4 || 3 к ■ 1 риг = 2000

ми таблицами показано на рис.

■0,2 -0,1 0,0 0,1 0,2 0,3

Относительная энтальпия

-0,2 -0,1 0,0 0,1 0,2 0,3 Относительная энтальпия

^ 4

оа

2 з

ьй 2 1 о

= 3000

Ч.

ч V-.

ч^

б 5

3 3 С Й2 1

ри> = 4000

-0,2 -0,1 0,0 0,1 0,2 0,3

Относительная энтальпия

♦ -трубы,

-0,2 -0,1 0;0 0,1 0,2 0,3 Относительная энтальпия

- корреляция (1)

Рис.8 Сравнение корреляции с данными для труб при давлении 16 МПа и массовых скоростях от 1000 до 4000 кг/(м2 с)

Следует отметить, что табличные данные приведены без понижающих коэффициентов. Если табличные значения КТП для труб считать максимальной оценкой (при равенстве гидравлического диаметра пучка и диаметра трубы), то корреляция (1) имеет, как и следует ожидать, небольшой консерватизм и допускает ее использование в поячеечном анализе.

Был исследован процесс развития кризиса теплоотдачи, начиная с момента возрастания температуры оболочки твэла и заканчивая достижением температуры порядка 550-600 °С. В области номинальных режимных параметров реактора ВВЭР-1000 кризис развивается плавно, без резкого роста температуры. Только при превышении критической

мощности на 7-10 % температура оболочки твэла начинает быстро возрастать и превышает 600°С. Пример такого роста показан на рис. 9. Графики сравнения, соответствующие первым признакам появления кризиса и моменту достижения температуры 600 °С, приведены на рис.10.

550

.й "н И

В «

В)

100

200 Время, с

300

400

Рис. 9 Изменение температуры стенки в зависимости от теплового потока с поверхности

2.5 2 1.5 1

0.5 0

н £Я

м о н о

в «

—а—2

си

^-«

. -за

а)

0.05 0.1 0.15 Паро содержание

0.2

2.5 2 1.5 1

0.5

л -♦—1

б)

0.05 0.1 0.15 Паросодержание

0.2

а) - 3000 кг/(м2 с); б) - 3500 кг/(м2 с) Рис. 10 Границы достижения qkp (1) и достижения температуры стенки 600°С (2) при Р=15,7 МПа

На базе материаловедческих исследований, выполненных ВНИИНМ, было показано, что циркониевые оболочки твэл при такой температуре еще не подвергаются деформации как от внешнего, так и внутреннего давления. Согласно зарубежным данным, оболочка из циркалоя также допускает неоднократный выход на температуру до 600 "С в течение 15 секунд, не теряя при этом дальнейшей работоспособности.

Проведенные с участием автора эксперименты показали, что в

условиях нормальных и переходных режимов для реакторов ВВЭР большой мощности (это реакторы ВВЭР-640; ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500), даже в условиях кратковременного возникновения кризиса теплоотдачи, никаких серьезных повреждений оболочек твэл может не случиться. Проведенные на одиночных имитаторах твэл с циркониевыми оболочками эксперименты по входу в кризис со временем пребывания оболочки в области температур 600 °С в течение примерно 10-15 секунд показали, что никакой заметной перестройки структуры циркониевого сплава оболочки не происходит.

Следующий вопрос, который требовал решения - условия возникновения кризиса теплоотдачи в нестационарных режимах. Именно в этих режимах запас до кризиса может быть минимальным. Это относится, прежде всего, к спаду расхода через активную зону при потере питания ГЦН. Хотя в этот момент срабатывает аварийная защита реактора, мощность, отводимая от активной зоны, остается еще достаточно высокой и ее сочетание с пониженным расходом теплоносителя приводит к минимальному запасу до кризиса. Ситуация с минимальным запасом до кризиса длится порядка 10 секунд, но кризис недопустим в проектных режимах, хотя выше были приведены благоприятные данные о последствиях кратковременного входа в кризис при температуре оболочки не более 600 °С.

Опыты, проведенные нами на пучках стержней, показали, что при скорости снижения расхода, характерной для выбега ГЦН при обесточивании, влияние нестационарности процесса на возникновение кризиса не проявляется. Недавно в материале МАГАТЭ был установлен количественный предел для скорости спада расхода, при которой она не влияет на возникновение кризиса. Для этого постоянная времени переходного процесса "с" должна быть не менее 10 секунд. Для номинального расхода через петлю 22000 м3/ч в ВВЭР-1000 это значит, что

расход снижается по экспоненте <3=С2о-ехр(-7/с) до нуля за 50 секунд. В действительности выбег ГЦН существенно больше (порядка 85 секунд).

Мерой "динамичности" переходного процесса является соотношение между временем прохода теплоносителя через активную зону и постоянной времени переходного режима. Если эти величины соизмеримы, нарушается баланс энтальпии в пограничном слое и ядре потока, что проявляется в виде "эффекта памяти", как при неравномерном осевом тепловыделении. Пограничный слой не успевает настроиться на текущее значение расхода. Поэтому при быстром спаде расхода критический тепловой поток повышается, что подтверждается опытом.

Были проведены опыты с пульсациями давления, характерными для входа в активную зону ВВЭР, которые отражаются также на пульсациях расхода. Их влияния на возникновение кризиса не обнаружено. Однако известно, что более интенсивные пульсации способствуют снижению критического теплового потока.

Для определения, какой уровень температуры достигается после возникновения кризиса теплоотдачи и последующего спада теплового потока вследствие срабатывания аварийной защиты, были проведены исследования закризисной теплоотдачи. Эксперименты проводились как на пучках стержней, так и на кольцевом канале. Стенд, на котором проводились эксперименты, мог работать как по замкнутой, так и по разомкнутой схемам. При разомкнутой схеме на вход пучка подавалась пароводяная смесь, приготовленная за счет смешения воды и перегретого пара. Параметры экспериментов при использовании разомкнутой схемы были следующие:

- давление от 0,49 до 5,88 МПа;

- массовая скорость от 50 до 700 кг/( м2 с);

- относительная энтальпия на выходе из пучка от 0,6 до 1,24.

Опыты на кольцевом канале были проведены по замкнутой схеме. Согласно методике Барнета, результаты опытов, проведенных на кольцевом канале, при соблюдении определенных условий можно переносить на пучки стержней - основную геометрию TBC для ВВЭР. Такими условиями являются следующие. Диаметр обогреваемого стержня в кольцевом канале должен быть равен диаметру стержня в пучке стержней. Внутренний диаметр канала, окружающего обогреваемый стержень, должен быть выбран таким, чтобы тепловой диаметр кольцевого канала и пучка стержней были одинаковы. В данных исследованиях эти условия были соблюдены.

Параметры экспериментов, проведенных на кольцевом канале, приведены в таблице 1. Для пучков стержней получено, что при массовых скоростях выше 300 кг/(м2*с) эксперимент хорошо совпадает с расчетами по корреляции 3.JI. Миропольского.

Таблица 1. Параметры экспериментов на кольцевом канале

Давление, МПа Массовая скорость, кг/( м2 с);

2,0 8,9 10,5 12,2 15,6 18,5 30,5 46,5

4,4 13,6 19,7 22,3 25,5 31,5 50,5

7,0 12,5 17,9 22,5 27,5 31,5 50,0 75,4

9,8 10,8 17,1 22,4 27,1 31,5 50,0 75,0 101

12,0 10,8 17,1 22,4 27,1 31,5 49,7 74,5 98,3 148,

13,7 10,7 17,0 22,2 31,0 40,6 49,2 77,3 99 138

15,8 10,7 16,9 22,2 27,4 31 49,4 74,7 94,5 144

При меньших скоростях отмечено значительное расхождение. В области массовых скоростей от 300 до 150 кг/(м2*с) эксперимент хорошо совпадает с корреляцией Конди-Бенгстона, а для расчета при меньших скоростях к корреляции предложена поправка в виде:

К = 1,6772 - 0,1526 • (Re",/1000) + 7,6709-10"' • (Rej/1000)2 -1,0971 • 10"" -(Re',/1000)5 (3)

В конечном виде модифицированнал корреляция Конди-Бенгстона выглядит следующим образом:

« = К-0,00128- 'Г(4)

Корреляция (4) описывает экспериментальные данные, полученные автором, в количестве 1146 точек со среднеквадратичным отклонением а=14,8 % и отклонением от среднеарифметического значения А=-3,1 %. Модифицированная корреляция рекомендуется в следующем диапазоне параметров:

- давление от 0,5 до 16 МПа;

- массовая скорость от 5 до 220 кг/(м с);

- относительная энтальпия на выходе канала от 0,5 до 1,96.

Для оценки условий расхолаживания разогретой активной зоны был исследован процесс повторного залива, который наблюдается в аварии с большой течью. После разрыва трубопровода имеет место большой выброс массы из первого контура, что приводит к понижению массового уровня в реакторе и оголению активной зоны. Возникающий вследствие этого разогрев твэл сначала частично сбивается подачей воды от гидроемкостей САОЗ, а затем при подключении насосов низкого давления происходит затопление активной зоны и ликвидация перегрева твэл. В реакторах ВВЭР предусмотрен комбинированный залив: в верхнюю камеру (ВКР) и в опускной канал реактора (ОКР). Однако в экспериментах, чтобы отделить влияние параметров друг на друга, предпочитают изучать отдельно верхний и нижний заливы.

В ОКБ «Гидропресс» изучение процессов при повторном заливе началось в 1974 году на одиночных имитаторах твэл и семистержневых пучках. На стенде безопасности были проведены эксперименты на электрообогреваемой модели, в которой был установлен 7-стержневой

пучок из имитаторов твэл. Этот стенд схематично моделировал реакторную установку ВВЭР-1000. Стенд имел модель реактора, одну упрощенную петлю с разрывными устройствами для имитации течи и одну большую петлю с циркуляционным насосом, моделирующую остальные исправные 3 петли. На этом стенде были проведены опыты с полным разрывом циркуляционного трубопровода, а также опыты с заливом разогретого пучка охлаждающей водой от САОЗ. Как уже указывалось выше, пучок состоял из 7 имитаторов твэл косвенного нагрева с диаметром оболочки 9,1 мм и обогреваемой длиной 2,13 м. За счет выбора размеров и материалов нагревателя и изолятора моделировалась теплоаккумулирующая способность имитатора твэл. Всего было проведено 11 опытов с различными вариантами залива. В таблице 2 приведены исходные параметры и результаты наиболее характерных опытов.

Таблица 2 Исходные параметры экспериментов на 7-стержневом пучке

Номер Мощность Расход залива, Время Объем Темпе-

опыта на пучке. л/с залива, с залитой ратура Вид залива

кВт ОКР ВКР воды, л воды, °С

1 17,2 2,57 0,23 21 59 46 в ВКР и ОКР одновременно

3 18 2,25 - 20 48 43 в ОКР

5 18,4 1,40 - 40 58 37 в ОКР

7 18 1,47 0,25 35 60 36 в ОКР и ВКР одновременно

11 18,6 - 0,25 160 40 36 в ВКР

На рис. 11 и 12 приведены графики показаний термопар, установленных на имитаторах твэл в опытах с нижним и верхним заливом. Из рисунков видно," что на 7-стержневом пучке при заливе снизу расхолаживание пучка происходит гораздо быстрее и без заметных пульсаций температур. При этом фронт расхолаживания идет снизу вверх. При заливе сверху время расхолаживания пучка сильно увеличивается, причем не только из-за меньшего расхода подаваемой воды. Меняется сам характер продвижения фронта расхолаживания. Участок, где установлена самая верхняя термопара, охлаждается первым.

Время, с

Н=300 мм Н=540 мм —*— И=780 мм -♦—Н=1500 ми

Рис. 11 Изменение температуры имитаторов твэл в опыте № 5 (залив снизу)

Время, с

—»— Н=300 мм Н=780мм —Н=1250 мм

—ж—Н=1050мм —Н»1500мм

Рис. 12 Изменение температуры имитаторов твэл в опыте № 11 (залив сверху)

Участки, расположенные ниже расхолаживаются позже, при том со значительными пульсациями температуры. Это означает, что вода при заливе сверху с трудом проникает внутрь узкого пучка. Проникновению воды мешает выходящий из пучка пар.

Для оценки влияния масштабного фактора в конце 70-х в ОКБ «Гидропресс» был создан стенд, схематично моделирующий 1 контур ВВЭР-440, с полномасштабным имитатором кассеты в качестве модели активной зоны. При подготовке этой работы были разработаны и испытаны имитаторы твэл с косвенным нагревом и теплофизическими характеристиками, близкими к натурному твэлу. Из таких имитаторов был собран полномасштабный макет кассеты ВВЭР-440, включающий 126 обогреваемых стержней длиной 2,5 м с равномерным обогревом по длине. Макет был оснащен большим количеством термопар для измерения температуры оболочек, зондами для измерения физического уровня по высоте кассеты в средней части пучка и давлений в центральной части кассеты. Опыты на этом макете показали, что часть воды при заливе сверху проникает вниз через относительно «холодные» участки TBC.

В 2003 г. на стенде был установлен новый макет, моделирующий TBC ВВЭР-1000. В нем также имелось 126 имитаторов твэл. Имитаторы имели обогреваемую длину 3,5 м и профилированное по высоте ступенчатое тепловыделение. В верхней части макета имитаторы соединялись с помощью перфорированной решетки, которая по проходному сечению соответствовала натурной.

Принципиальная схема стенда изображена на рис. 13, а поперечное сечение и картограмма расположения имитаторов приведены на рис. 14. Имитаторы 1 и 2 типа, обозначенные на рис. 13, отличаются координатами расположения термопар. Всего на 20 имитаторах твэл было установлено 120 термопар. Они были расположены в девяти сечениях по высоте макета кассеты. Макет имел обогреваемый наружный шестигранный кожух, что моделировало ближайшее окружение TBC и препятствовало проникновению воды вниз по периферии при верхнем заливе. На макете TBC ВВЭР-1000 было проведено 4 опыта с заливом в верхнюю камеру модели. На рис. 15 приведено изменение температур оболочек имитаторов твэл в одном из опытов.

Сбросное коллектор стенда бемлосностти/

Ьок с flogofl

1 - колонка с ТВ С; 2- имитатор напорной камеры реактора;

3 - сборный коллектор;

4 - генератор пара;

5 - циркуляционный

насос;

6 - расходомерное

устройство;

7 - уровнемер;

8 - отбор давления;

9 - термопары (120-160) - номера точек контроля.

Рис. 13 Схема стенда повторного залива

Как видно из рисунка, е отличие от семистержневого пучка р аех о л ажив ан и е к ру п н ом ас штаб но го макета TBC идет одновременно сверху и снизу сборки. Часть поды, заливаемой сверху «проваливается» » } Имитатор 2-го типа, ^^ Имитатор 1-го типа вннз И участвует в

охлаждении имитаторов

Рис. 14 Расположение измерительных имитаторов

Твэлов и поперечном сечении TBC снизу. Наиболее долго

горячими остаются

центральные (но высоте) участки имитаторов твэл.

Время, с

1-9 - но мер а сечений расположения термопар на TBC; Н- мощность

Рис 15 Изменение температуры оболочек имитаторов твэл по высоте TBC при линейном тешюном потоке 46 Вт/см

В третьей главе проанализированы результаты экспериментальных исследований кризиса теплоотдачи на нижней поверхности днища корпуса реактора в условиях аварии с расплавлением активной зоны. При достаточно длительной потере охлаждения активной зоны реактора ВВЭР неизбежно ее плавление и накопление расплава в нижней части корпуса.

Дальнейшее развитие аварии может привести к разрушению корпуса и выходу расплава наружу, что резко увеличивает вероятность выхода радиоактивных материалов за пределы защитной оболочки АЭС. Поэтому удержание расплава в корпусе реактора является заманчивой концепцией, требующей всестороннего обоснования. Одним из ее ключевых моментов является надежность охлаждения нижней части корпуса реактора при затоплении реакторной шахты водой. Схема контура циркуляции в такой аварии применительно к ВВЭР-640 приведена на рис. 16.

Если при этом на поверхности днища не возникает кризис

теплоотдачи, данная концепция заслуживает более глубокой

проработки и имеет шансы быть обоснованной.

С целью разработки расчетных корреляций, относящихся к

охлаждению днища, были проведены следующие

1 - корпус реактора; 2 - обечайка; 3 - входное отверстие обечайки; 4 - опускные трубы; 5 - участок канала до разветвления; б - "подъемные" Трубы; 7 - цилиндрический зазор; 8 - опорный узел

Рис. 16 Схема охлаждения корпуса ВВЭР-640 в аварии с расплавлением активной зоны

эксперименты:

1) определение величины КТП на поверхности, обращенной вниз и погруженной в свободный объем жидкости;

2) определение влияния угла наклона поверхности по отношению к горизонту на величину КТП;

3) проверка устройств для усиления естественной циркуляции вдоль участка днища с малым наклоном поверхности.

С учетом различия в целях эксперименты проводились на двух стендах. Первый стенд малого масштаба предназначался для методических исследований теплоотдачи от плоской поверхности, ориентированной горизонтально вниз или под углом к горизонту. Второй стенд представлял собой крупно- или полномасштабную модель днища, на которой исследовался не только кризис теплоотдачи, но и опробовались различные варианты конструкций для усиления естественной циркуляции у поверхности днища. На всех моделях тепловой поток создавался путем пропускания электрического тока через металлическую пластину, которая имитировала днище.

Опытами на маломасштабной модели с пластинами шириной от 50 до 200 мм, установленными горизонтально, было определено, что увеличение ширины пластины снижает КТП, но при ширине более 200 мм ее влияние исчезает. В пределе КТП равен 380 кВт/м2. При увеличении угла наклона к горизонту КТП существенно возрастает и достигает при вертикальном положении пластины 1000 кВт/м2 и более.

Крупномасштабные опыты проводились первоначально на модели, воспроизводящей натурную половину профиля днища. Схема этой модели приведена на рис. 17. Модель состояла из бака с водой объемом 3 м3, в который был погружен опытный участок, представляющий собой стальную ленту толщиной 2 мм, шириной 250 мм и длиной 2,4 м. По бокам и у нижнего торца к ленте были прижаты вертикальные пластины с гидро-и электроизоляцией стыков. Этим обеспечивалась циркуляция только вдоль ленты без боковых растечек. Поверхность ленты, обращенная вверх, в начальном варианте водой не заполнялась, и этим обеспечивался отвод

тепла практически только от нижней поверхности. Для инициации естественной циркуляции вдоль днища на расстоянии 80-100 мм от имитатора днища корпуса был установлен направляющий кожух. На втором этапе испытывалась симметричная модель днища. Схема модели изображена на рис. 18. Модель состояла из бака с водой объемом 4,5 м3, в который погружались опытные участки разных типов. • Первый участок был с равномерным тепловыделением по длине, а последующие имели неравномерное тепловыделение: минимальное около полюса днища и максимальное в области перехода эллиптической части в вертикальный участок. Пропорции составляли 1:3:5. В этой модели был также установлен направляющий кожух.

Рис.18 Стенд с полномасштабной моделью. 1-бак с водой, 2-направляющий кожух, 3-обогреваемая пластина,

4-боковина, 5-щелевое отверстие в кожухе, 6-токоподвод, 7-уровнемер, 8-теплоизоляция, 9-тахометрический расходомер

Рис. 17 Стенд с крупномасштабной моделью половины днища 1 - бак с водой, 2 - токоподводы, 3 - паронитовая прокладка, 4- имитатор днища реактора, 5 - термопары, 6 - направляющий кожух

На полномасштабной модели в варианте с равномерным тепловыделением по длине кризис был достигнут при тепловом потоке 530 кВт/м2 и не на полюсе днища, а на протяженном участке с углом наклона поверхности от 30° до 75°. При неравномерном (ступенчатом) тепловыделении величина критического теплового потока возросла до 1000 кВт/м2, а кризис возникал на участке наклона между 75° и 90°. При наличии направляющего кожуха критический тепловой поток повышается на 15-20 %.

Для варианта без направляющего кожуха автором была предложена формула для расчета КТП от угла наклона теплоотдающей поверхности:

Чкр(ф) = 300 +12,8ф, кВт/м2 при 0 < ф < 32°, (5)

Чкр(ф) = 710+ 2,85(ф-32°), кВт/м2 при 32° <ф < 90°. (6)

Формула (5) хорошо согласуется с формулой из работы Теофануса, полученной в опытах на толстостенной пластине с профилем днища реактора АР-600 на установке иЬРи-2000.

В четвертой главе представлены исследования процессов перемешивания потоков с разной концентрацией бора в проточной части реактора.

Перемешивание потоков теплоносителя в реакторах ВВЭР имеет важное значение для обоснования безопасности реакторной установки. Попадание на вход активной зоны реактора теплоносителя с пониженной концентрацией бора или пониженной температурой приводит к вводу положительной реактивности в активной зоне и может вызвать серьезные последствия. Эти ситуации возможны при образовании в первом контуре очагов с пониженной концентрацией бора, при несимметричном вводе бора в контур, при резком увеличении отвода тепла в одной из петель (например, при разрыве паропровода парогенератора). В целях повышения безопасности реакторные установки ВВЭР-1000 нового поколения (В-392, В-412) оборудованы пассивной системой, предназначенной для остановки

реактора при отказе активной системы управления и защиты (АТАУБ). Это так называемая система быстрого ввода бора (СБВБ). Данная система включает в себя ёмкости с борным раствором, которые установлены на байпасе ГЦН всех циркуляционных петель. В случае аварии типа АТХУБ открывается запорная арматура на трубопроводах, соединяющих эти емкости с первым контуром, и под действием перепада давления на ГЦН борный раствор из ёмкостей вытесняется в первый контур.

В случае отказа одной из ёмкостей СБВБ вследствие секторного характера течения петлевых потоков концентрация бора в активной зоне становится неравномерной. При этом для анализа эффективности работы СБВБ особое значение приобретают процессы массообмена между петлевым и потоками в реакторе. Знание коэффициентов межпетлевого перемешивания потоков позволяет определить изменение концентрации бора по сечению активной зоны во времени.

В последние годы в анализах безопасности реакторов ВВЭР и рассматривается возможность реактивностных аварий, связанных с попаданием на вход активной зоны пробки воды из петли с низкой концентрацией бора. Наиболее вероятным местом образования этих пробок являются гидрозатворы на всасе ГЦН. Пробка может образовываться в петлях различными путями в тот момент, когда отсутствует естественная или вынужденная циркуляция. Когда циркуляция восстанавливается, пробка попадает в реактор, и это может привести к вводу положительной реактивности в активную зону.

Наиболее опасным событием является пуск первого ГЦН при выводе реакторной установки из стояночного режима. Время прохождения пробки конденсата от гидрозатвора до активной зоны составляет всего несколько секунд, и оператор не имеет возможности выполнить какие-либо корректирующие действия. Другим потенциально опасным событием может быть восстановление естественной циркуляции в аварии с малой

течью. Перемешивание пробки конденсата с теплоносителем, находящимся в реакторе, позволяет ослабить опасность возникновения повторной критичности в активной зоне. В мире активно проводятся как экспериментальные исследования этого явления, так и расчетные анализы с помощью CFD (Computational Fluid Dynamics)-KOflOB. В ОКБ «Гидропресс» впервые в России проведены исследования по перемешиванию применительно к реактору ВВЭР-1000 с целью анализа явления и накопления данных для верификации системных и CFD - кодов.

Основой экспериментальной установки является металлическая модель реактора ВВЭР-1000 (проект 5-го блока Ново-Воронежской АЭС) в масштабе 1:5. На установке полностью моделируется одна петля с гидрозатвором и имитатором ГЦН. Остальные три петли выполнены короткозамкнутыми, и у них моделируется только гидравлическое сопротивление. Эти петли имеют арматуру, позволяющую подключать эти петли или отключать их.

Проточная часть модели полностью имитирует проточную часть реактора. Модель активной зоны имеет 151 имитатор ТВ С, которые имеют такое же гидравлическое сопротивление, как и штатные ТВС. Эскиз модели реактора приведен на рис. 19.

Изменение концентрации бора моделируется изменением температуры воды. Поскольку изучается процесс турбулентного перемешивания, то неважно, что смешивается: две жидкости с разной температурой или две жидкости с разной концентрацией трассера. Теплоноситель с начальной концентрацией моделировался горячей водой. Пробка деборированной воды моделировался холодной водой. Для исследования перемешивания потоков в нижней части опускного канала и на входе в активную зону было установлено около 100 термопар. Термопары имели малые размеры и малую постоянную времени. Были проведены специальные опыты для оценки влияния нестационарного

теплообмена между холодной пробкой и нагретыми частями модели реактора на представительность процессов перемешивания. Во время опытов фиксировались следующие параметры:

начальные температуры горячей и холодной воды; температура воды в нижней части опускного канала; температура воды в 80 точках на входе в активную зону; расход воды на входе в модель и через неработающие петли.

Эти параметры регистрировались быстродействующей системой сбора данных на базе оборудования фирмы NATIONAL INSTRUMENTS.

Методика проведения опытов была следующей. Циркуляционный контур вместе с моделью реактора разогревался с помощью насоса до температуры 60-80 °С. Затем насос выключался и гидрозатвор отсекался от контура с помощью задвижек. После дренирования гидрозатвор заполнялся холодной водой. Объем воды в гидрозатворе модели был эквивалентен 8,5 м3 в натурной петле. После выдержки, во время которой показания термопар, расположенных по высоте

1 - корпус, 2-днище шахты, 3-шахта, гидр03атвОра стабилизировались,

4 - направляющие каналы, 5 - выгородка, ^ '

6 - зонды с термопарами

Рис. 19 Модель реактора

насос.

открывались задвижки и включался

Изменение концентрации бора определялось по изменению относительной температуры в потоке. Она определялась по формуле:

Q = trop - ti ; (7)

trop — 1ХОЛ

где I гор - начальная температура горячей воды в модели реактора; I хол ~ температура холодной воды в гидрозатворе; Ъ - текущая температура в данной точке во время опыта.

В настоящей работе рассматриваются два вопроса, касающиеся проблемы разбавления бора. Первый - это влияние числа Рейнольдса на степень перемешивания потоков. Второй - изучение процессов перемешивания при моделировании восстановления естественной циркуляции.

Первая серия опытов была проведена с открытыми нерабочими петлями. В этом случае минимум снижения концентрации зависел от величины расхода через модельную петлю. Это не совпадало с выводами, в которых утверждалось об отсутствии влияния числа Рейнольдса на процесс перемешивания. Поэтому вторая серия опытов была проведена с закрытыми неработающими петлями. Величина расхода через модельную петлю определялась согласно соотношению, полученному из равенства критериев гидродинамической гомохронности для модели (м) и натуры (н):

(8)

где - скорость потока; т - время; Ь- длина

Опыты были проведены при трех значениях расхода через реактор. Эти расходы соответствовали числам Рейнольдса от 0,9-106 до 4,0-106. Изменение средней по сечению модели концентрации бора в реальном масштабе времени приведено на рис. 20. Как видно из рисунка, кривые для различных чисел Рейнольдса подобны друг другу. Минимум концентрации во всех опытах практически одинаков. Однако время достижения минимума разное. Если же изменение концентрации в этих опытах отнести к относительному (безразмерному) времени, то кривые практически

совпадают. Это показано на рис. 21. Безразмерное время определялось по формуле:

х - тп

л =

(9)

1 min 1 о

где т - текущее время от начала опыта;

т0 - время, соответствующее моменту, когда пробка достигает входа в активную зону;

rmm - время достижения минимальной концентрации.

о 5 ю

Время, с

1 - Q = 175 м3/ч; 2 - Q = 470 м3/ч; 3 - Q = 815 м3/ч Рис. 20 Изменение концентрации в реальном масштабе времени

100

95 g 90

га

g. 85

а>

=Г 80 75 70

\ 1

\ / 3

// /

\ /

\ / 2

> 3 4 5 6' Безразмерное время 1 - Q = 175 м3/ч; 2 - Q = 470 м3/ч; 3 - Q = 815 м3/ч Рис. 21 Изменение концентрации в относительном масштабе времени

Минимальная средняя концентрация бора для всех исследованных режимов с пуском ГЦН всегда была выше 70 % от начальной концентрации. Характер изменения средней концентрации бора на входе в активную зону, представленный в зависимости от безразмерного времени, во всём диапазоне расходов через модельную петлю один и тот же. Конфигурация областей с одинаковой степенью разбавления бора на входе в активную зону для одних и тех же моментов относительного времени также одинакова. Это даёт основание считать, что в режимах с пуском ГЦН число Рейнольдса на характер перемешивания потоков с разной концентрацией бора не влияет.

В отличие от быстрого турбулентного перемешивания потоков с различной концентрацией бора при пуске ГЦН, сопровождаемого крупномасштабным вихреобразованием, перемешивание теплоносителя при восстановлении естественной циркуляции - процесс более длительный и протекающий иначе. Конденсат из гидрозатвора в этом случае поступает в опускной канал реактора в виде затопленной струи. Далее представляются результаты первого этапа экспериментов по моделированию восстановления естественной циркуляции в аварии с малой течью. Опыты проведены для двух значений расходов. Изменение средней по сечению модели концентрации бора в реальном масштабе времени приведено на рис. 22, а в безразмерном времени - на рис. 23. Эти эксперименты показали, что концентрация на входе в активную зону не опускается ниже 70 %. Поршневой режим прохождения пробки не наблюдается. В то же время контурные графики показывают несколько иной режим изменения концентрации, чем в опытах с пуском ГЦН. Зона с минимумом концентрации располагается в центре активной зоны.

Поскольку процессы, сопровождающие возобновление естественной циркуляции более сложны, требуется проведение дальнейших экспериментов.

100 95 90 85 80 75 70

V ---- 1

' \ 1

0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 Время, с

1 - Q = 15 м3/ч; 2 - Q = 45 м3/ч

Рис. 22 Изменение концентрации в реальном масштабе времени

100

95 90 85 80 75 70

01234567 Безразмерное время 1 - Q = 15 м3/ч; 2 - Q = 45 м3/ч Рис. 23 Изменение концентрации в относительном масштабе времени

Были выполнены расчеты по моделированию процессов перемешивания бора с помощью СРВ-кодов. СРВ-коды это компьютерный инструмент для моделирования поведения потоков жидкости, включая гидравлику, теплопередачу, массообмен и другие процессы. Численные методы решения задач гидродинамики были известны давно и лишь в последнее время с появлением мощных компьютеров появилась возможность построения СРБ-моделей и решения задач в приемлемое для пользователей время. В настоящее время СЕБ-коды позволяют

существенно уменьшить время на поиск конструктивных решений за счет моделирования процессов на компьютере, где можно проверить большое количество вариантов с разными граничными условиями. С ГО-коды широко используются п химической промышленности, в конструировании автомобилей и летательных аппаратов, в обычной и ядерной энергетике.

В расчетную схему входила лишь модель реактора. На концах входных патрубков и на выходе из активной зоны задавались граничные условия. Расчетная модель имела около 900000 элементов. Сетка модели приведена на рис, 24.

На рис. 25-26 приведено сравнение расчетов, выполненных с помощью кода СРХ 5.7 с экспериментом при расходе 175 м'7ч. Видно хорошее согласие по минимуму падения концентрации и некоторое различие по времени провала концентрации. Это различие объясняется тем, что в расчетах не учтен теплообмен теплоносителя с конструкцией модели.

Рис. 24 Изображение сетки модели

____j______ __

: - 1 " •.. 1 • . i -Л

| ■ '■.... j ^ 1

—• Expetifnert —crx --

1 f 1

• 1 :■•'.■.. ••:.•: 1

Время, с Рис. 25 Сравнение максимального изменения концентрации

• 00 3.0 60 90 12.0 15.0

Время, с

Рис. 26 Сравнение среднего по сечению модели изменения концентрации

ОСНОВНЫЕ ВЫВОДЫ

1. Выявлены ограничения в отечественных и зарубежных исследованиях, используемых для обоснования теплогидравлической надежности реакторных установок с ВВЭР.

2. Показано, что при исследовании кризиса теплоотдачи и обосновании проектных запасов до кризиса в нормальных условиях эксплуатации и в переходных режимах следует учитывать влияние таких факторов как неравномерность тепловыделения по длине, нестационарность процессов, искривление твэл в процессе эксплуатации, изменение высоты и шага расположения дистанционирующих решеток по длине и т. д.

3. В части закризисного теплообмена с целью повышения точности расчета теплоотдачи и температуры поверхности твэл при малых массовых скоростях и давлениях, характерных для аварий с малыми течами, предложена поправка к корреляции Конди-Бенгстона.

4. При оценке эффективности повторного залива активной зоны в аварии с большой течью на моделях TBC с различным числом стержней показано, что при заливе сверху, когда наблюдается противоточный режим течения для воды и пара, темп расхолаживания TBC сильно зависит от

масштаба модели. Установлено, что при увеличении масштаба модели TBC эффективность верхнего залива увеличивается и требует замены применяемых одномерных расчетных моделей на трехмерные.

5. С использованием полномасштабной модели днища корпуса реактора уточнены условия отвода тепла при запроектных авариях с расплавлением активной зоны. Предложена корреляция для расчета критического теплового потока в зависимости от наклона греющей поверхности к горизонту. Показано, что для реакторной установки ВВЭР-640 существует реальная возможность предотвращения кризиса теплоотдачи на днище корпуса реактора при охлаждении его водой снаружи.

6. Установлено, что перемешивание потоков с разной концентрацией бора в проточной части реактора снижает опасность возникновения повторной критичности в режимах с пуском главного циркуляционного насоса и при восстановлении естественной циркуляции в аварии с малой течью.

7. Проведенные расчетно-экспериментальные исследования позволили обосновать надежность и безопасность реакторов ВВЭР в части теплогидравлики, позволили верифицировать и аттестовать как российские (ТРАП, КОРСАР), так и зарубежные (RELAP5/Mod3.2) коды. Исследование процессов перемешивания позволило получить данные для верификации CFD-кодов. Выполненные расчеты с использованием CFD-кодов показали хорошее согласие расчета с экспериментом.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

1. Логвинов С. А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г., Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР, «Академкнига», Москва, 2004.

2. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Логвинов С.А. и др. Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней применительно к

реакторам ВВЭР. Сб. «Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней», Труды семинара СЭВ, ИАЭ, Москва, 1974, стр. 57-66.

3. Абрамов В.И., Коновальцев Ю.М., Левин Е.И., Налетов В.И., Безруков Ю.А. и др. Определение локальных теплогидравлических характеристик и анализ кризисных условий в пучке стержней. Сб. «Исследование критических тепловых потоков в пучках стержней», Труды семинара СЭВ, ИАЭ, Москва, 1974, стр. 201-208.

4. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Соколов A.C., Голованов В.В., Ковалев В.В., Хрипачев Ю.Б. Измерение массового расхода нестационарного потока с переменными параметрами. Сборник "Вопросы атомной науки и техники", серия "Динамика ядерных энергетических установок", 1974.

5. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Брантов В.Г. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реакторов ВВЭР. Теплоэнергетика № 2,1976, С. 80-82.

6. Астахов В.И., Безруков Ю.А. и др. Исследование влияния профиля тепловыделения на кризис теплообмена в пучках стержней. Семинар ТФ-78, Будапешт, 1978.

7. Астахов В.И., Безруков Ю.А., Логвинов С.А. Учет аксиальной неравномерности тепловыделения при определении запасов по кризису теплообмена в реакторе типа ВВЭР. Вопросы атомной науки и техники, серия: "Физика и техника ядерных реакторов", выпуск 5(9), 1979.

8. Астахов В.И., Безруков Ю.А., Логвинов С.А. Учет осевой неравномерности тепловыделения при определении запасов до кризиса теплообмена в реакторах типа ВВЭР. Сборник докладов семинара СЭВ "Теплофизика-82", Карловы Вары, 1982.

9. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Соколов A.C., Тестов И.Н. Задачи исследования кризиса теплообмена в нестационарных режимах. Сборник докладов семинара СЭВ "Теплофизика-82", Карловы Вары, 1982.

10. Трушин A.M., Безруков Ю.А.и др. Исследование теплоотдачи к влажному и перегретому пару при малых скоростях и давлениях. Труды теплофизического семинара стран СЭВ "Теплофизика-78", Будапешт, 1978, стр. 589-600.

11. Логвинов С.А., Трушин A.M., Тестов И.Н., Безруков Ю.А. Исследование теплоотдачи после наступления кризиса теплообмена. Сборник материалов семинара "Теплофизика-84", Болгария, 1984.

12. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Ясколко А.Э. и др. Исследование теплоотдачи применительно к частично заполненной активной зоне. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. Выпуск 4. 1987. стр. 21-27.

13. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Левчук C.B., Накладнов В.Д., Оншин В.П., Соколов A.C. Создание полномасштабного макета кассеты реактора ВВЭР-440 для исследования температурного режима активной зоны на стадии повторного залива. Сборник докладов семинара СЭВ "Теплофизика-82", Карловы Вары, 1982.

14. Ульяновский В.Н., Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Салий Л.А.. Исследование перемешивания потоков с разной концентрацией бора на входе в активную зону. Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР». Том 1, Обнинск, 26-29 мая, 1998, стр. 37-46.

15. Logvinov S.A., Ulyanovsky V.N., Bezrukov Yu.A., Kozlov A.N. Mixing of coolant with different boron concentration at the WER-1000 core inlet during RCP start-up. Proceedings of "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000". Bonn 22-24 May 2000. p.p.

16. Melikhov O.I., Melikhov V.I.,Yakush S.E., Bezrukov Yu.A. Analysis of boron dilution in WER-1000 reactor. Proceedings of "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2001". Dresden 15-17 May 2001. p.p. 117120.

17. Логвинов C.A., Безруков Ю.А., Каретников Г.В. и др. Модель транспорта и накопления борной кислоты в реакторе типа ВВЭР в аварии с течью теплоносителя. Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР». Том 1, Обнинск, 26-29 мая, 1998, стр. 47-57.

18. Щеколдин В.И., Быков М.А., Зайцев С.И., Безруков Ю.А. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помошью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/MOD3.2. Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР». Том 1, Обнинск, 26-29 мая, 1998, стр. 295-303. .

19. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Оншин В.П. и др. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с расплавлением активной зоны. Тр. 4-ой конференции Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня-2 июля, 1993.

20. Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Оншин В.П. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавлением топлива. Труды первой Российской национальной конференции по теплообмену, Москва, 21-25 ноября 1994.

21. Безруков Ю.А., Болтенко Э.А., Колмаков А.П., Перепелица Н.И., Пометько P.C. Влияние диаметра направляющих каналов ПС СУЗ в моделях TBC ВВЭР на кризис теплообмена. Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР». Том 2, Обнинск, 21-24 ноября, 1995, стр. 181-189.

22. Boltenko Е.А.; Kolmakov А.Р.; Perepelitsa N.I.; Pomet'ko R.S.; Bezrukov Yu.A.; Levin E.I., Critical heat flux in WWER fuel subassembly

models with nonuniform cross-sectional parameters distribution, NURETH-8: 8th International topical meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics, Kyoto (Japan), 30 Sep - 4 Oct, 1997.

23. Blinkov V.N., Melihkov O.I., Elkin I.V., Kobzar L.L., Vinogradov V.A., Bezrukov Yu.A. RELAP5 Validation plan for application to VVERs. Transaction of the International Information Exchange Forum on "Safety Analysis for NPPs of VVER and RBMK type" 26-30 October 1998, Obninsk, RF.

24. Bezrukov Yu.A. et. al. Compasison between experimental data and calculated values of DNB and Post-DNB heat fluxes. Transaction of the International Information Exchange Forum on "Safety Analysis for NPPs of VVER and RBMK type" 26-30 October 1998, Obninsk, RF.

25. Логвинов C.A., Безруков Ю.А., Соколов A.C., Голованов В.В., Ковалев В.В., Хрипачев Ю.Б. Измерение массового расхода нестационарного потока с переменными параметрами. Сборник "Вопросы атомной науки и техники", серия "Динамика ядерных энергетических установок", 1974.

26. Efanov A.D.; Lozhkin V.V.; Sudnitsin О.А.; Bezrukov Yu.A.; Zajtsev S.N, An experimental and calculational investigation of heat and mass transfer processes under LOCA conditions, 10th Annual conference of the Russian Nuclear Society. From the first NPP in the World towards nuclear industry of the XXI century Obninsk (Russian Federation) 28 June - 2 July, 1999.

27. Bezrukov Y.A.; Logvinov S.A.; Melikhov O.I.; Melikhov V.I.; Yakush S.E., Experimental and numerical study of the boron dilution incident in VVER-1000 reactor, International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2000, Bled (Slovenia), 11-14 Sep, 2000.

28. Логвинов C.A., Безруков Ю.А., Ульяновский B.H., Козлов А.Н., Томковид Б.Г., Строкина P.M., Селезнев А.В. Анализ ситуаций, связанных

с быстрым понижением концентрации бора в реакторе. Отчет об основных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работах, выполненных ОКБ «Гидропресс» в 1999 - 2000 г.г. (под редакцией доктора технических наук Ю.Г.Драгунова), 2001.

29. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Якуш С.Е., Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Исследование разбавлением бора в реакторе ВВЭР-1000, Теплоэнергетика, №5, 2002.

30. Безруков Ю.А., Щеколдин В.И. Верификация расчетных моделей по кризису и закризисной теплоотдаче, используемых в расчетном коде КОРСАР. Теплоэнергетика № 11, 2002, стр. 56.

31. Bezrukov Yu.A, Astakhov V.l., Vasilchenko I.N. and Levin E.I. "Study of Critical Heat Flux as regards the new Designs of WWER Fuel Assemblies", presented at Top Fuel 2003 "Nuclear Fuel for Today and Tomorrow. Experience and Outlook", Wurzburg, Germany, March 16-19, 2003.

32. Ульяновский B.H., Безруков Ю.А., Логвинов C.A. и Салий Л.А. Вытеснение раствора бора из емкости СБВБ, Сборник трудов 3-й научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС С ВВЭР", Подольск, Московская обл., 26-30 мая 2003.

33. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Трушин A.M., Богданов A.C., Логвинов С.А. и Селезнев A.B. Исследование кризиса теплообмена применительно к реальным аксиальным профилям тепловыделения Сборник трудов 3-й научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС С ВВЭР", Подольск, Московская обл., 26-30 мая 2003.

34. Безруков Ю.А., Логвинов СЛ., Козлова Л.С., Анализ разбавления бора в реакторе ВВЭР-1000 с помощью кода BOR-3D, Сборник трудов ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Вып. 4, часть 1, 2003.

35. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Васильченко И.Н., Исследование критических тепловых потоков применительно к новым проектам TBC

ВВЭР, Сборник трудов ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Вып. 4, часть 1, 2003.

36. Bezrukov Yu.A., Logvinov S.A., Ul'yanovsky V.N, Strebnev N.A. A Study of Boron and Temperature Mixing in the Downcommer and Lower Part of a VVER Reactor Vessel, Nuclear Technology, May 2004-Vol. 146, No. 2, стр. 122-130.

37. Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г., Логвинов С.А., Ульяновский В.Н. Исследование перемешивания потоков теплоносителя в корпусе ВВЭР, Атомная энергия, том 96, вып. 6, июнь 2004, стр. 432-439.

38. Безруков Ю.А., Курносов М.М., Лапатин В.М., Логвинов С.А., Стребнев Н.А. Методика определения теплогидравлических параметров в области перемешивания теплоносителя и воды системы охлаждения активной зоны реактора типа ВВЭР при авариях с течью», Вопросы атомной науки и техники серия «Обеспечение безопасности АЭС», выпуск 7,2004.

39. Bezrukov Yu., Dragunov Yu.G., Astakhov V.I. and Logvinov S.A. Study of DNB in case of Non-Uniform Heat Flux Along the Channel Length, Proceedings of the 2004 International Meeting LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22,2004, Paper 1007.

40. Rohde U., Hohne Т., Kliem S., Hemstrom В., Lilington J. Scheuerer M., Toppila Т., Dury Т., Remis J., Toth I., Elter J. and Bezrukov Yu. Fluid mixing and flow distribution in the reactor circuit (FLOMIX-R), Nuclear Engineering, and Design, Vol. 235, 2005, p.p. 421-443.

41. T. Hohne, Bezrukov Yu.A., Kabanova L.S. CFD-simulation of a boron dilution transient during start-up of the coolant pump in the 1:5 scaled WER-1000 reactor model, 14th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Espoo, Finland & Baltic Sea Cruise to Stockholm, September 13 - 17, 2004.

Оглавление автор диссертации — доктора технических наук Безруков, Юрий Алексеевич

Основные условные обозначения, индексы и сокращения.

Введение.

Глава 1 ПОСТАНОВКА ПРОБЛЕМЫ И АНАЛИЗ ИЗВЕСТНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

1.1 Вопросы, наиболее важные для безопасности.

1.2 Анализ известных данных по кризису при равномерном тепловыделении.

1.3 Анализ известных данных по кризису при неравномерном тепловыделении.

1.4 Анализ данных по закризисной теплоотдаче.

1.5 Исследования повторного залива.

1.6 Исследования охлаждаемости днища корпуса реактора.

1.7 Исследование перемешивания бора.

Глава 2 ТЕПЛООБМЕН В АКТИВНОЙ ЗОНЕ В НОРМАЛЬНЫХ И АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ.

2.1 Определение базовой корреляции для критического теплового потока.

2.2 Оценка влияния конструкционных и геометрических факторов.

2.3 Сравнение с табличными данными для труб.

2.4 Оценка влияния профиля тепловыделения.

2.5 Возможность кратковременного входа в кризис.

2.6 Кризис в нестационарных режимах.

2.7 Закризисная теплоотдача в активной зоне.

2.8 Повторный залив активной зоны.

Глава 3 ОХЛАЖДЕНИЕ ДНИЩА КОРПУСА РЕАКТОРА В СЛУЧАЕ АВАРИИ

С ПЛАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.

3.1 Экспериментальные установки и методика проведения опытов.

3.1.1 Методический стенд.

3.1.2 Крупномасштабные стенды.

3.1.3 Методика проведения опытов.

3.2 Результаты опытов.

Глава 4 ИССЛЕДОВАНИЕ ПЕРЕМЕШИВАНИЯ БОРА В ПРОТОЧНОМ ТРАКТЕ

РЕАКТОРА.

4.1 Создание стендов.

4.2 Исследования перемешивания при пуске ГЦН.

4.3 Исследования перемешивания при восстановлении естественной циркуляции.

4.4 Расчетный анализ перемешивания бора.

Выводы по диссертации.

Введение 2007 год, диссертация по энергетике, Безруков, Юрий Алексеевич

В развитии конструкций реакторов ВВЭР с целью повышения их рабочих параметров, увеличения единичной мощности, повышения надежности и безопасности важную роль играли исследования теплогидравлических процессов в оборудовании АЭС как в нормальных условиях эксплуатации, так и при их нарушении, а также в аварийных условиях. Необходимость таких исследований диктовалась новизной проблемы, отсутствием аналогов в других областях техники, постоянно растущими требованиями к безопасности АЭС, поскольку аварии на них могут приводить к очень серьезным последствиям для населения и окружающей среды. С момента создания первого реактора ВВЭР-210, запущенного в 1964 г., объем исследований по теплогидравлике ВВЭР непрерывно расширялся, что, с учетом накопления опыта эксплуатации, позволило последовательно наращивать единичную мощность энергоблоков: 365, 440, 1000 МВт (эл.). В стадии разработки находится реактор с мощностью 1500 МВт (эл.), в котором концентрируется весь опыт создания установок предыдущих поколений. Исследования получили дополнительный стимул после выхода ВВЭР на международный рынок, когда требования по безопасности АЭС начали приводиться в соответствие с требованиями, действующими за рубежом. Это было естественным, поскольку широкое распространение АЭС потребовало снижения вероятности аварий, опасных для населения и окружающей среды, до чрезвычайно низкого уровня: 10"6 - 10~7 на один реактор в год. Если первые эксперименты представляли собой простейшие испытания, направленные на получение интегральных характеристик оборудования, то в последующие годы был проделан большой скачок в размахе и глубине исследований, без чего невозможно было бы повышение мощности энергоблоков, обоснование их надежности и безопасности. Например, изучение таких вопросов, как кризис теплоотдачи, гидродинамика реактора и первого контура, процессы в аварийных и переходных режимах выдвинуло проводимые работы в разряд научно-исследовательских. Коренным образом изменилось техническое оснащение экспериментов. Сейчас они немыслимы без применения современных систем сбора и обработки информации на основе вычислительной техники. Для обоснования расчетных кодов, используемых для обоснования проектов, необходимо было разработать современные расчетные методики и заложить в эти методики достоверные, проверенные экспериментом, замыкающие соотношения.

Актуальность работы. АЭС, оснащенные реакторами с водой под давлением, являются наиболее распространенными, как в России, так и в мире. По состоянию на конец 2006 г. в России работало 15 блоков с реакторами ВВЭР, из них 9 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и 6 блоков с реакторами ВВЭР-440. Еще 15 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и 21 блок с реакторами ВВЭР-440 работают в ближнем и дальнем зарубежье. Ведется сооружение 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Индии и Иране. Согласно Федеральной целевой программе к 2015 году предусматривается ввод в эксплуатацию 10 новых энергоблоков атомных электростанций общей установленной мощностью не менее 9,8 ГВт. Разрабатываются проекты перспективных реакторных установок (РУ) повышенной безопасности с реакторами ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500.

Основным элементом, определяющим безопасность АЭС, является активная зона реактора. Ее конструкция непрерывно совершенствуется. Появляются новые конструкции ТВС, предлагаются новые типы безопасных твэл, например с микротопливом. От состояния активной зоны, ее целостности и температуры зависит выход продуктов деления (основного поражающего фактора) за пределы АЭС. Состояние активной зоны определяется ее температурным режимом. Как показывает опыт эксплуатации, при нормальных температурных условиях оболочки твэл сохраняют свою целостность в течение всего срока кампании.

Научная новизна проведенных исследований состоит в следующем: с учетом уточненных воздействующих факторов обоснована новая более достоверная методика определения запасов до кризиса теплоотдачи в условиях нормальной эксплуатации и переходных режимах реакторных установок с реакторами ВВЭР;

- для области массовых скоростей и давлений, характерных для аварий с малыми течами теплоносителя, для повышения точности определения коэффициента теплоотдачи с поверхности твэл предложена поправка к корреляции Конди-Бенгстона; полученные корреляционные соотношения для оценки кризиса теплоотдачи позволяют обосновать возможность повышения мощности действующих и вновь проектируемых установок без изменения габаритов корпуса реактора;

- с использованием крупномасштабных моделей ТВС доказана эффективность верхнего залива активной зоны в условиях аварий с большой течью;

- установлено, что перемешивание потоков с разной концентрацией бора в проточной части реактора предотвращает опасность возникновения повторной критичности в режимах с пуском главного циркуляционного насоса и при восстановлении естественной циркуляции в авариях с малой течью теплоносителя; обоснована возможность предотвращения кризиса теплоотдачи на днище корпуса реактора ВВЭР-640 в запроектной аварии с расплавлением активной зоны при наружном охлаждении корпуса реактора водой;

Личное участие автора

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора, как ведущего специалиста ОКБ "Гидропресс", непосредственно занимающегося подготовкой стендов и исследованиями. Диссертант принимал непосредственное участие в проведении многочисленных экспериментов, начиная со стадии постановки задачи исследований, разработки проекта измерительной системы, методики экспериментов. Диссертант непосредственно участвовал в экспериментах. С его участием обрабатывались результаты исследований и выпускались научно-технические отчеты.

Автором лично разработаны и внедрены в проектные разработки корреляции по кризису теплоотдачи как при равномерном, так и неравномерном тепловыделении по длине ТВС. Предложены корреляции для закризисного теплообмена. Предложена корреляция для расчета критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора при внешнем его заливе водой. Автор участвовал в подготовке и проведении экспериментов по перемешиванию борного раствора в проточной части реактора. С участием автора выполнены расчеты с помощью кода CFX экспериментов по перемешиванию бора в проточной части реактора ВВЭР.

Практическая значимость

Предложенные автором корреляции для критического теплового потока и закризисной теплоотдачи использовались при обосновании надежности активных зон как существующих реакторов ВВЭР, так и строящихся и вновь проектируемых (реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-640, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500). Экспериментальные данные по кризису и закризисной теплоотдаче использовались для верификации отечественных кодов ТРАП, КОРСАР и зарубежного кода RELAP5/Mod 3.2. Данные по перемешиванию бора использовались для верификации кода CFX5. Проверенные экспериментально проектные решения использовались для обоснования проектов РУ с повышенной безопасностью.

На защиту выносятся следующие положения и результаты:

2. Корреляции для расчета кризиса теплоотдачи при равномерном и неравномерном тепловыделении по длине ТВС;

6. Корреляция для определения критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора;

7. Расчетно-экспериментальные исследования перемешивания бора при попадании пробки конденсата при пуске ГЦН и в режимах восстановления естественной циркуляции.

Апробация работы и публикации

По результатам работы сделано 27 сообщений на следующих семинарах и конференциях:

- семинары СЭВ по теплофизике 1974, 1978, 1982 и 1984 гг.;

- 4-я конференция Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня - 2 июля 1993;

- 1-я Российская национальная конференция по теплообмену, Москва, 21-25 ноября 1994;

- NURETH-8: 8th International topical meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics, Kyoto (Japan), 30 Sep - 4 Oct, 1997.

- международные конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, 21-24 ноября, 1995 и 26-29 мая, 1998;

- "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000", Bonn 22-24 May 2000;

- International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2000, Bled (Slovenia), 11-14 Sep, 2000.

- "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2001", Dresden 15-17 May

2001;

- на 1-й Всемирной конференции Top Fuel 2003 "Nuclear Fuel for Today and Tomorrow. Experience and Outlook", Wurzburg, Germany, March 16-19 2003;

- на 2-й Всемирной конференции "The 2004 International Meeting LWR Fuel Performance", Orlando, Florida, September 19-22, 2004.

По теме диссертации автором опубликованы: монография «Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР», 2 статьи в сборнике трудов ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", 11 статей в журналах: «Атомная энергия», «Теплоэнергетика», «Вопросы атомной науки и техники», «Nuclear Technology», «Nuclear. Engineering and Design», в том числе 9 статей в рецензируемых журналах.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 4 глав и выводов, 167 страниц текста, 95 иллюстраций и списка литературы из 79 наименований.

Заключение диссертация на тему "Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований"

ВЫВОДЫ по диссертации

4. При оценке эффективности повторного залива активной зоны в аварии с большой течью на моделях ТВС с различным числом стержней показано, что при заливе сверху, когда наблюдается противоточный режим течения для воды и пара, темп расхолаживания ТВС сильно зависит масштаба модели. Установлено, что при увеличении масштаба модели ТВС эффективность верхнего залива увеличивается и требует замены применяемых одномерных расчетных моделей на трехмерные.

Библиография Безруков, Юрий Алексеевич, диссертация по теме Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

1. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ 88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97).

2. М.А. Михеев, И.М. Михеева, Основы теплопередачи, Москва, Энергия, 1973.

3. С.С. Кутателадзе, Котлотурбостроение, №3, 1948.

4. N. Zuber Stability of boiling heat transfer. Trans. ASME 80, p.p. 711-720, 1958

5. L. S.Tong Critical heat fluxes in rod bundles. ASME Winter Annular Meeting, 1969.

6. З.Л.Миропольский, Э.Т.Семин, Виноградова.М.Н. Статистические закономерности при исследовании кризиса теплообмена. Теплоэнергетика №7,1969.

7. И.С.Дубровский, Т.Югай, М.П.Гашенко и др. Кризис теплообмена при вынужденном течении пароводяной смеси в сборке стержней в стационарных и нестационарных режимах. Труды теплофизического семинара стран СЭВ, ТФ-74, Москва, ИАЭ, 1974.

8. В.Н. Смолин, В.К. Поляков. Критический тепловой поток при продольном обтекании пучка стержней. Теплоэнергетика № 4, 1967.

9. T.S. Geilerstedt, R.A. Lee, W.J. Oberjohn et al. Correlation of critical heat flux in bundles cooled by pressurized water. ASME Winter Annular Meeting, 1969

10. Ю.А. Безруков, В.И. Астахов, В.Г. Брантов и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реакторов ВВЭР., Теплоэнергетика №2, 1976.

11. Ю.А. Безруков. Исследование кризиса теплообмена в пучках стержней применительно к водо-водяным реакторам. Кандидатская диссертация, МЭИ, 1976.

12. В.И. Астахов, Ю.А. Безруков, С.А. Логвинов и др. Исследование влияния профиля тепловыделения по длине на кризис теплообмена в пучках стержней. Труды теплофизического семинара стран СЭВ ТФ-78, Будапешт, 1978.

13. В.И. Астахов, Ю.А. Безруков, С.А. Логвинов. Учет аксиальной неравномерности тепловыделения при определении запасов до кризиса теплообмена в реакторе типа ВВЭР. Сборник "Вопросы атомной науки и техники", 1979.

14. В.И. Астахов. Исследование кризиса теплоотдачи в пучках стержней при неравномерном тепловыделении пр длине применительно к реакторам типа ВВЭР. Кандидатская диссертация, МЭИ, 1980.

15. R. H.Wilson, Т. S. Stanek, Т. S. Gellerstedt et al. Critical heat flux in a non-uniformly heated rod bundles., ASME Winter Meeting, 1969.

16. E. H. Rosal, J. 0. Germak, L. S. Tong et al. High pressure rod bundle DNB data with axially non-uniform heat., Nuclear Engineering and Design, 1974, vol. 31, №1.

17. B.H. Смолин, В.К. Поляков Методика расчета кризиса теплоотдачи при кипении теплоносителя в стержневых сборках. Труды теплофизического семинара стран СЭВ. ТФ-78, Будапешт, 1978.

18. И.П. Вишнев, Влияние ориентации поверхности нагрева в гравитационном поле на кризис пузырькового кипения жидкости. ИФЖ, том XXIV, № 1, январь 1973.

19. И.И. Гогонин, С.С. Кутателадзе, К зависимости критического теплового потока от размера нагревателя при кипении в большом объеме. ИФЖ, том XXXIII, № 5, ноябрь 1977.

20. Hyuniae Park and Vijay K.Dhir. Steady state thermal analysis of external cooling of a PWR vessel lower head. AlCHe, Symp.Ser. 1991, Vol. 83, p. 283.

21. Kyrnalainen, O.Hongisto, J.Antman, H.Tuomisto and T.G. Theofanous. COPO: Experiments for heat flux distribution from a volumetrical heated corium pool. 20th Water Reactor Safety Information Meeting, Bethesda, Maryland, USA, October 21-23, 1992.

22. O.Kymalainen, H.Tuomisto and T.G.Theofanous. Critical Heat Flux on thick walls of large, naturally convecting loops. ANS Proceedings, 1992 National Heat Transfer Conference. Vol. 6, San Diego, California, USA, August 9-12, 1992.

23. R.E.Henry, M.Epstein, K.B.Cady, R.Oehlberg. Issues Related to PRV External Cooling as Accident Management Consideration. Trans. ANS, 1991, Vol. 64.

24. T.G. Theofanous, H. Tuomisto et al. Critical heat flux through curved downward facing, thick walls. Int. Conf. on /New trends in nuclear system thermohydraulics/, May 30th-June 2nd, 1994, Pisa, Italy, Vol. 2, p.p. 585-597

25. B.C. Грановский, B.K. Ефремов, О Д. Черный, Экспериментальное определение критических тепловых потоков при наружном охлаждении корпуса реактора, Труды международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, ноябрь 21-24. 1995.

26. NUREG-1462. Final Safety Evaluation Report Related to the Certification of the SYSTEM-80+ Design, Chapter 15, i. 15.3.7, 1994.

27. EUBORA. Concerted Action on Boron Dilution Experiments. Paper on FISA-99 Symposium, 29 November-1 December 1999, Luxembourg.

28. П.Л.Кириллов, Г.П.Богословская. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. Москва, Энергоатомиздат, 2000.

29. Рекомендации по анализу аварий для АЭС с реакторами типа ВВЭР. IAEA-EBP-WWER-01, июнь 1998.

30. Е.И. Пустыльник. Статистические методы анализа и обработки наблюдений. Изд. «Наука», Москва, 1968.

31. T.BIanchat, Y.A.Hassan. Comparison of CHF correlations with bundle flows. Trans.of ANS, v.59, 1989, pp.213-216.

32. M.Adami, B.Yimer, P.E.Fortin. Development of a low pressure and/or low CHF correlation design limit for nuclear pressurized water reactors. ASME winter annular meeting, Dallas, November 25-30, 1990.

33. D.C. Groeneveld, L.K.H. Leung, P.L. Kirillov et al. The 1995 look-up table for critical heat flux in tubes. Nuclear Engineering and Design 163 (1996) p.p.1-23.

34. P.Suchy, G.UIrich, H.Kemmer, E.Kurz. Application of tables of critical heat fluxes to rod bundles. Trans, of ANS, v.30, 1978, pp.15-17.

35. IAEA-TECHDOC-1203. Теплогидравлические зависимости для усовершенствованных реакторов, охлаждаемых водой, 2001.

36. Yu. Bezrukov, Yu.G. Dragunov, V.I. Astakhov and S.A.Logvinov, Study of DNB in case of NonUniform Heat Flux Along the Channel Length, Proceedins of the 2004 International Meeting LWR Fuel Performance, Orlando, Florida, September 19-22, 2004, Paper 1007.

37. S.E.Ritterbuch, T.H.Matson. A post-DNB fuel design limit. Trans, of ANS, Vol.30, 1978, pp.517-518.

38. Factors effecting post-DNB operation for light water reactors. EPRI, Techn. Rept. Sum. Nucl. Power Div., Vol.1 and 2, 1981.

39. Л.Миропольский. Теплоотдача при пленочном кипении пароводяной смеси в парогенерирующих трубах. Теплоэнергетика № 5, 1963, стр. 49.

40. С.С.Кутателадзе, В.М.Боришанский. Справочник по теплопередаче. М., ГЭИ, 1959.

41. R.L.Mattson, K.G.Kondie, S.I.Bengston and C.F.Oberchain. Regression Analysis of post-CHF flow boiling data. Proceedings of Fifth International Heat Transfer Conference. Tokyo, Vol. 4., paper B.3.8, 1974, pp. 115-119.

42. L.S.Tong. Heat Transfer Mechanisms in nucleate and film boiling. Nuclear Engineering and Design, 1972, Vol. 21, pp. 1-25.

43. А.М.Трушин, Ю.А.Безруков, С.А.Логвинов и др. Исследование теплоотдачи к влажному и перегретому пару при малых скоростях и давлениях. Труды теплофизического семинара стран СЭВ, Теплофизика-78, 1978, стр. 589-600.

44. P.G.Barnett. A correlation of burnout data for uniformly heated annuali and its use for predicting burnout in uniformly heated rod bundles. Report AEEW-R463, 1966.

45. С.А. Логвинов, Ю.А. Безруков, А.Э. Ясколко и др. Исследование теплоотдачи применительно к частично заполненной активной зоне. Вопросы атомной науки итехники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. Выпуск 4. 1987. стр. 21-27.

46. D.G.Morris, C.R.Hyman, C.B.Mullins and G.L.Yoder. An Experimental Study of Rod Bundle Dispersed Flow Film Boiling with High-Pressure Water. Nuclear Technology, v.69, №1, 1985, p.p. 82-93.

47. G. Yadigaroglu, The Reflooding Phase of the LOCA in PWRs. Part I: Core Heat Transfer and Fluid Flow. "Nuclear Safety", Vol. 19, No1, January-February 1978, p.p. 20-36.

48. J. Murao, H. Akimoto, T. Sudoh, T. Okubo. Experimental Study of System Behavior during Reflood Phase of PWR-LOCA using CCTF. Journal of Nuclear Science and Technology, Vol.19, No 9, 1982, p.p. 705-719.

49. В.Н.Виноградов, В.В.Ложкин, В.В.Сергеев, С.И.Зайцев, Ю.В.Юдов Верификация российских теплогидравлических кодов на стандартных задачах повторного залива

50. ВВЭР. Сборник трудов 2-й Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, 19-23 ноября 2001 г, т.5.

51. Ю.А. Безруков, С.А. Логвинов, В.П. Оншин и др. Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с расплавлением активной зоны. Тр. 4-ой конференции Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня-2 июля, 1993.

52. Ю.А. Безруков, С.А. Логвинов, В.П. Оншин, Исследование теплоотдачи от нижней части корпуса реактора в аварии с плавление топлива. Труды первой Российской национальной конференции по теплообмену. 21-25 ноября 1994. Москва.

53. S.A Logvinov, V.N. Ulyanovsky, Yu.A. Bezrukov, A.N. Kozlov, Mixing of coolant with different boron concentration at the WER-1000 core inlet during RCP start-up. Proceedings of "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000". Bonn 22-24 May 2000. p.p.

54. O.I. Melikhov, V.I. Melikhov, S.E. Yakush, Yu.A. Bezrukov, Analysis of boron dilution in WER-1000 reactor. Proceedings of "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2001". Dresden 15-17 May 2001. p.p. 117-120.

55. Yu. Bezrukov et. al. A Study of Boron and Temperature Mixing in the Downcommer and Lower Part of a WER Reactor Vessel. Nuclear Technology, May 2004,-Vol 146, No. 2, pp. 122-130.

56. С.А.Логвинов, Ю.А. Безруков, Ю.Г.Драгунов, Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР, «Академкнига», Москва, 2004.

57. Ю.А.Безруков, Ю.Г.Драгунов, С.А.Логвинов, В.Н.Ульяновский, Исследование перемешивания потоков теплоносителя в корпусе ВВЭР, Атомная энергия, том 96, вып. 6, июнь 2004 г. стр. 432-439

58. С.А Логвинов, A.M. Трушин, И.И. Тестов, Ю.А. Безруков, Исследование теплоотдачи после наступления кризиса теплообмена. Сборник материалов семинара "Теплофизика-84", Болгария, 1984 г.

59. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПНАЭ Г-1-024-90 (с изм. № 1 от 27 декабря 1999).

60. Gavrilas М. and Kiger К. ISP-43: Rapid Boron Dilution Transient Experiment, Comparison Report, NEA/CSNI/R22, 2000.

61. В. Woods, UM 2x4 Loop Experimental Findings on the Effect of Inertia! and Buoyancy forces on Annular Flow Mixing for Rapid Boron Dilution Transients, Ph. D. Thesis. University of Maryland, USA, 2001

62. Rohde U., Kliem S., Hemstrom В., Toppila Т., Bezrukov Y. The Europian project FLOMIX-R: Description of the slug mixing and buoyancy related at the different test facilities (Final report on WP-2), Report FZR-430, ISSN 1437-322X, 214S, Rossendorf, 2005.

Похожие работы

Энергетика
05.14.00