автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Оценка адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя в экспериментальных интегральных установках применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000

На правах рукописи

1389

Гашенко Илья Владимирович 5

......200/

ОЦЕНКА АДЕКВАТНОСТИ МОДЕЛИРУЕМЫХ АВАРИЙНЫХ

РЕЖИМОВ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИНТЕГРАЛЬНЫХ УСТАНОВКАХ ПРИМЕНИТЕЛЬНО К РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКЕ С ВВЭР-1000

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

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва-2006

003061989

Работа выполнена в Московском энергетическом институте (Техническом Университете), на кафедре атомных электрических станций (АЭС).

Научный руководитель:

Кандидат технических наук, доцент Василий Дмитриевич Кузнецов

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук Сергей Леонидович Соловьев Кандидат технических наук Юрий Алексеевич Безруков

Ведущая организация:

Федеральное государственное унитарное предприятие «Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова» (ФГУП «НИТИ»)

Защита состоится 2007 г. в часов на заседании диссертационного

Совета Д 212.157.07 при Московском энергетическом институте, 111250, г. Москва, Красноказарменная ул., д.!4, в МАЪ

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Московского энергетического института (Технического Университета).

Отзывы на автореферат диссертации в количестве двух экземпляров, заверенные гербовой печатью учреждения, просьба направлять по адресу 111250, г. Москва, Красноказарменная ул., д.14, Ученый совет МЭИ.

Автореферат разослан « ^ » 2007 г.

Ученый секретарь диссертационного Совета

кандидат технических наук, профессор

В.М. Лавыгин

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Развивающаяся атомная энергетика требует систематических исследований вопросов безопасности. Обоснование безопасности АЭС осуществляется с помощью компьютерных системных расчетных кодов. Доказательство адекватности кодов осуществляется посредством их верификации с использованием экспериментальных данных, полученных на фрагментарных установках по исследованию отдельных явлений и интегральных (структурно подобных реакторным) установках по исследованию аварийных режимов в контуре реакторной установки (РУ) в целом.

При этом, неизбежно имеют место искажения моделируемых в этих установках теплогидравлических процессов, обусловленные допущенными при проектировании экспериментальных установок компромиссами масштабного моделирования ("лишнее" количество металла, высокие тепловые потери, конструктивные особенности и др., по отношению к РУ)

Понимание характера и степени влияния последствий допущенных компромиссов моделирования установок на теплогидравлические процессы в них и последующий учет этого влияния позволит: повысить уровень верификации (верифицированность) кодов, их адекватность, соответственно, качество и достоверность результатов расчетного анализа аварийных режимов при обосновании безопасной эксплуатации РУ; проводить обоснование конструкций установок с целью максимального приближения экспериментальных режимов к аварийным режимам в РУ. Выявление же закономерностей влияния масштаба установок на поведение ключевых параметров аварийных режимов обеспечит возможность адекватного их учета при оценке развития теплогидравлических процессов в прототипе, причем, уже на стадиях проектирования и создания установок, в том числе, применительно к РУ нового поколения.

Указанные задачи могут быть решены проведением вычислительных экспериментов с помощью современных верифицированных кодов улучшенной оценки с использованием расчетных моделей «идеализированных» (свободных от присущих физическим моделям конструктивных искажений) виртуальных установок. Сказанным подтверждается актуальность выполненного исследования и определяются его цели и задачи.

Цель и задачи научного исследования. Выявить влияние конструктивных особенностей, масштаба и метода моделирования интегральных установок на адекватность моделируемых в них аварийных режимов с потерей теплоносителя применительно к РУ с ВВЭР-1000.

Для достижения указанной цели решить следующие задачи:

- разработать методику исследования;

- установить адекватность воспроизведения теплогидравлических процессов в расчетах по коду ЯЕЬАР5/М003.2 аварийных режимов, моделируемых на интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР, путем количественной оценки согласования экспериментальных и расчетных значений режимных параметров в верификационных расчетах в соответствии с «Матрицами верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» (далее, «Матрицы»);

- разработать расчетные модели виртуальных «идеализированных» установок, выявить закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в

металле теплоты и конструктивных особенностей установок, обусловленных компромиссами, масштабом и методом моделирования, на изменение основных параметров в аварийных режимах с потерей теплоносителя.

Объект исследования - теплогидравлические процессы и явления, сопровождающие моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.

Предмет исследования - закономерности протекания теплогидравлических процессов и явлений, сопровождающих моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя

Метод исследования - расчетно-аналитический, посредством теплогидравлического расчетного кода RELAP5/MOD3.2 (далее, RELAP5).

Научная новизна полученных результатов. Определяется тем, что впервые

• разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000, позволяющая определять влияние конструктивных характеристик, масштаба и метода моделирования установок на развитие в них теплогидравлических процессов в аварийных режимах;

• выявлены закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установки на ключевые параметры аварийных режимов (давление теплоносителя, температура оболочки имитаторов твэлов), получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя, в диапазоне от 0,5 до 30 %;

• сопоставлены результаты исследования одинаковых по сценарию аварийных режимов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба и в установках одинакового масштаба, разработанных с помощью двух разных методов моделирования;

• в результате верификационных расчетов аварийных режимов в экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР обнаружено явление обратного течения теплоносителя первого контура в парогенераторах, характерное для парогенераторов ВВЭР.

Практическая ценность полученных результатов

• разработанная методика расчетного исследования использована дня осуществления сопоставительных экспериментов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба, а также в установках одинакового масштаба, разработанных с использованием двух разных методов моделирования и может быть использована применительно к любой экспериментальной установке, моделирующей как ВВЭР, так и водоохлаждаемые реакторы других типов для проведения вычислительных экспериментов, что позволит существенно снизить объем и стоимость экспериментальных исследований;

• результаты работы могут быть использованы при: обосновании технических решений по модернизации конструкции установок для адекватного воспроизведения теплогидравлических процессов по отношению к прототипу; планировании экспериментов; создании интегральных установок для исследований аварийных режимов применительно к АЭС нового поколения;

• зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя может использоваться для оценки их предельных температурных режимов при планировании экспериментов;

• результаты верификационных расчетов использованы для верификации теплогидравлического расчетного кода RELAP5 применительно к АЭС с ВВЭР-1000 (Международный Центр по Ядерной Безопасности, г. Москва) и для кросс верификации теплогидравлического программного комплекса ТРАП (ОКБ "Гидропресс", г. Подольск).

Достоверность результатов исследования. Обеспечивается верификацией используемого расчетного кода на экспериментальных данных интегрального стенда ИСБ-ВВЭР и кросс-верификационными расчетами по другим расчетным кодам (ТРАП, КОРСАР, CATHARE, ATHLET).

Личный вклад автора. Разработана методика исследования, выполнены все расчетные исследования, представленные в работе, включая создание расчетных моделей интегральных установок, а также анализ полученных результатов.

На защиту выносится:

• методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках;

• результаты исследований влияния конструктивных особенностей и метода моделирования установок на качество воспроизведения в них аварийных режимов РУ;

• результаты сопоставления теплогидравлических процессов в идентичных по конструкции установках разного масштаба;

• результаты верификационных расчетов аварийных режимов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР, выполненных системным кодом RELAP5;

• расчетные модели интегральных установок, рассмотренных в диссертации, для кода RELAP5.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались и были обсуждены на конференциях, в частности: четвертом международном Форуме обмена информацией "Безопасность АЭС с ВВЭР и РБМК", г. Обнинск, Россия, 11-15 октября 1999 г; международной ежегодной конференции Jahrestagung Kemtechnik (Nuclear Technology) (1999,2004,2005 гг., Германия); международном молодежном Ядерном Конгрессе IYNC (2000 г. Словакия; 2002 г. Южная Корея; 2004 г. Канада); XIV международной школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева "Проблемы газодинамики и теплообмена в энергетических установках", г. Рыбинск, 26-30 мая 2003 г; 14-й ежегодной конференции Ядерного Общества России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий», г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г; 8-й международной конференции Украинского ядерного общества "Молодежь - ядерной энергетике", г. Севастополь, Украина, 01 - 03 июля 2004 г; 9-й ежегодной молодежной научно-практической конференции "Реакторостроение и атомная энергетика: технологии будущего", г. Нижний Новгород, 14-18 сентября 2004 г; 2-й и 4-й международных научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, 2001, 2005 гг.; 4-й международной научно-практической конференции «Надежность, безопасность, ресурс АЭС», г. Севастополь, Украина, 20-25

сентября 2005 г.

Публикации. По результатам выполненных по теме диссертации исследований опубликовано 18 печатных работ и выпущено 3 научно-технических отчета

Структура и объем диссертации. Диссертация содержит введение, 7 глав, выводы. Список литературы из 107 использованных источников. Диссертация выполнена на 145 листах, включая 39 таблиц и 118 рисунков.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность выполненных исследований, определена цель работы, научная новизна и практическая ценность полученных результатов.

В первой главе представлен обзор современных методов анализа и обоснования безопасности АЭС с водным теплоносителем при возможных аварийных ситуациях на интегральных экспериментальных установках и с помощью расчетных кодов.

Отмечается важность учета масштаба при анализе результатов сопоставительных экспериментов по исследованию аварийных режимов в установках разного масштаба.

Большой объем экспериментальных данных, который широко используется для верификации кодов, получен в отечественных экспериментальных интегральных установках ПСБ-ВВЭР (1:300) и ИСБ-ВВЭР (1:3000), моделируюших РУ с ВВЭР-1000 (прототип). При этом, обе установки имеют определенные особенности, связанные с компромиссами моделирования ("лишнее" количество металла, высокие тепловые потери в окружающую среду, конструктивные несоответствия прототипу и др.), которые вызывают искажения моделируемых теплогидравлических процессов, из-за чего полученные экспериментальные данные невозможно использовать напрямую, и которые необходимо учитывать при анализе безопасности АЭС.

Анализ литературных данных показал, что системных исследований по определению характера и степени влияния конструктивных особенностей экспериментальных интегральных установок на ключевые параметры аварийных режимов ранее не проводилось и сопоставление соответствующих режимов в установках разного масштаба выполнялось без учета этого фактора.

Рядом авторов, на основе разработанных теоретических подходов к моделированию нестационарных теплогидравлических процессов в первом контуре ВВЭР, предложены рекомендации по усовершенствованию как отдельных элементов, так и в целом контуров циркуляции теплоносителя интегральных экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР «для повышения адекватности экспериментальных данных». Однако, эти рекомендации не подтверждены ни расчетами, ни экспериментальными исследованиями.

Оценить и учесть степень влияния конструктивных особенностей, масштаба и метода моделирования установок можно путем проведения вычислительных экспериментов с помощью расчетных кодов на виртуальных установках, в которых путем оптимизации возможно устранение любых

искажений, неизбежно присущих физическим установкам. Это позволит в конечном счете существенно уменьшить затраты на проектирование и создание интегральных экспериментальных установок и на проведение физических экспериментов в них. Рассмотренные в главе 1 проблемы определили цели и задачи выполненного исследования.

Во второй главе приводится краткое описание: разработанной методики исследования адекватности моделируемых аварийных режимов с потерей теплоносителя на экспериментальных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000; расчетного кода RELAP5, с помощью которого проводились исследования; экспериментальных интегральных установок: ИСБ-ВВЭР (базовая для исследований) и ПСБ-ВВЭР (используемая для сопоставления).

Блок-схема разработанной методики приведена на рисунке 1. Согласно данной методике, с помощью расчетного кода разрабатываются расчетные модели реальных экспериментальных установок, в которых затем устраняются различные компромиссы моделирования и создаются «идеализированные» вирту&чьные установки, проводятся вычислительные эксперименты аварийных режимов. Адекватность моделируемых аварийных режимов в экспериментальных и виртуальных установках по отношению к прототипу определяется путем сопоставления результатов расчетов для этих установок.

Рисунок 1 - Блок-схема методики исследования адекватности моделируемых аварийных режимов в экспериментальных установках

Для исследования использовался теплогидравлический расчетный код улучшенной оценки RELAPS (INEEL, США), аттестованный для теплогидравлических расчетов переходных и аварийных режимов РУ с ВВЭР Советом по аттестации программных средств.

Экспериментальные интегральные установки, ИСБ-ВВЭР - интегральный стенд безопасности ВВЭР и ПСБ-ВВЭР - полномасштабный стенд безопасности ВВЭР (рисунок 2, таблица 1), созданы на основе объемно-мощностного метода моделирования РУ с ВВЭР-1000 (проект В-320) и предназначены для исследований стационарных, переходных и аварийных режимов.

Рисунок 2 - Компоновка экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР (а) и ПСБ-ВВЭР (б)

Таблица 1 - Основные характеристики ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР и прототипа

Характеристика ВВЭР-1000 ПСБ- ИСБ-

ВВЭР ВВЭР

Теплоноситель вода

Масштаб установки'

по нивелирным отметкам 1:1 1:1 1:1

по объему и мощности 1:1 1:300 1:3000

Количество петель 4 4 2

Давление теплоносителя в первом контуре, МПа 15,7 15,7 15,7

Давление пара во втором контуре. МПа 6,3 6,3 6,3

Температура теплоносителя, иС 290/320 290/320 290/320

Номинальная мощность ЛЗ, МВт 3000 10,0 1,0

Число имитаторов твэлов в сборке, шт 50856 169 19

Обогреваемая длина АЗ, м 3,53 3,53 3,53

Количество парогенераторов 4 4 4

Количество циркуляционных насосов 4 4 2

Вследствие принятых определенных компромиссов при проектировании и создании они имеют достаточно существенные конструктивные отличия. При этом установка ПСБ-ВВЭР (рисунок 26) в большей степени, чем ИСБ-ВВЭР соответствует прототипу, в том числе:

• в активной зоне (АЗ) ИСБ-ВВЭР установлена сборка имитаторов твэлов прямого обогрева, в то время как в ПСБ-ВВЭР имитаторы твэлов имеют косвенный обогрев и равномерный по высоте профиль энерговыделения;

• несоосность A3 и ВК в ИСБ-ВВЭР, а также соединение их между собой горизонтальными трубопроводами искажают реальную конструкцию этого элемента прототипа;

• существенным недостатком в ИСБ-ВВЭР является установка главных циркуляционных насосов (ГЦН) петель на байпасе к циркуляционному контуру; они не моделируют ГЦН РУ, в отличие от ПСБ-ВВЭР.

• в аварийной петле ИСБ-ВВЭР имеется один, а в неаварийной три параллельно включенных парогенератора (ГГГ) с раздельными сбросами пара.

В третьей главе в рамках работ по верификации кода RELAP5 в соответствии с «Матрицами верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» выполнено расчетное исследование динамики аварийных режимов на базе экспериментов ИСБ-ВВЭР. Имитировались частичный (2,4%) и полный (11%) разрывы трубопроводов, соединяющих гидроемкости пассивной части системы безопасности активной зоны (САОЗ) с напорной и сборной камерами реактора, а также естественная циркуляция теплоносителя со снижением его массы посредством последовательных отборов из циркуляционного контура.

Для расчетов с помощью кода RELAP5 был разработан базовый набор входных данных ИСБ-ВВЭР (302 объема, 311 соединений и 253 тепловые структуры), в который с учетом особенностей каждого режима вносились соответствующие изменения.

Полученные в результате посттест расчетов данные сравнивались с данными соответствующих экспериментов на ИСБ-ВВЭР, анализировался характер развития и хронология последовательности возникновения теплогидравлических процессов, идентифицировались физические явления, свойственные конкретному режиму и оценивалась адекватность воспроизведения их с помощью кода RELAP5. Выполнена количественная оценка согласования расчетных и экспериментальных результатов с использованием методики стохастической аппроксимации, разработанной Р.Т. Исламовым. Показано количественное согласование расчетных и экспериментальных данных при низкой неопределенности в результатах расчетов.

Результаты исследования подтвердили способность кода RELAP5 достаточно хорошо прогнозировать характер развития режимов и воспроизводить явления «Матриц верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» высокого уровня важности для безопасности РУ.

Четвертая глава посвящена исследованию влияния тепловых потерь и аккумулированной в металле циркуляционного контура теплоты (далее, аккумулированной теплоты) на развитие теплогидравлических процессов в аварийных режимах.

Для определения характера этого влияния проведено исследование режимов с течами 11% и 17% теплоносителя из первого контура с работой и отказом системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) и различными вариантами условий теплообмена теплоносителя с металлоконструкциями циркуляционного контура интегральной установки. Полученные результаты показали, что в исследованных режимах:

изменение тепловых потерь приводит к перераспределению

соотношения объемов пара и воды, тем самым существенно воздействуя на характер изменения основных режимных параметров (давления, температуры имитаторов твэлов, массы вытекшего в течь теплоносителя);

- поведение температуры имитаторов твэлов определяется условиями теплоотдачи в модели АЗ, которые зависят от соотношения величин тепловых потерь и аккумулированной теплоты;

- подача охлаждающей воды САОЗ изменяет условия теплообмена как в трубопроводах, так и непосредственно в АЗ.

Для выявления закономерностей влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в интегральных установках на основе базового набора входных данных ИСБ-ВВЭР с горизонтальными ПГ были разработаны расчетные модели шестнадцати виртуальных интегральных установок.

Установки отличались друг от друга: величинами тепловых потерь (т = = 0,06; 2,00, 4,00 %), массой металла (металло-водное соотношение - п = ^'мет^тепл = 0,7; 1,4; 1,9) и структурой имитаторов твэлов (прямой - Б, косвенный обогрев - N и близкие к натурным твэлам - и), которые соответствовали интегральным установкам ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР и РУ с ВВЭР-1000. Объем теплоносителя во всех установках был одинаковым и равным таковому в ИСБ-ВВЭР. Исследование выполнялось, в том числе, применительно к реальной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР.

По одному и тому же сценарию выполнены расчеты аварийных режимов с потерей теплоносителя с течью теплоносителя (0,5; 1,0; 1,5; 2,0; 2,4; 3,8; 5,3; 6,7; 11; 17; 30%, по отношению к сечению главного циркуляционного трубопровода РУ) из модели напорной камеры реактора.

Исходное состояние исследуемых аварийных режимов соответствовало номинальным параметрам ВВЭР-1000. Для исключения влияния подачи охлаждающей воды САОЗ на теплообменные процессы в циркуляционном контуре имитировался гипотетический случай полного отказа САОЗ. Критерием завершения расчетов являлся разогрев оболочки имитаторов твэлов до температуры 1200°С - нормативно установленного предельно-допустимого значения по условиям безопасности ВВЭР-1000.

Показано, что влияние указанных выше факторов на давление теплоносителя в циркуляционном контуре наиболее существенно проявляется при мачой (0,5%) течи (рисунок 3), уменьшается при течах от 2 до 17% и практически отсутствует при течах от 17 до 30% теплоносителя; при этом влияние тепловых потерь существенно больше, чем влияние теплоты, аккумулированной в металлоконструкциях и отсутствует влияние теплоты, аккумулированной в имитаторах твэлов.

Влияние тепловых потерь и аккумулированной теплоты на температуру имитаторов твэлов в зависимости от размера течи аналогично влиянию этих факторов на давление теплоносителя.

При этом, влияние наиболее существенное при разогреве имитаторов твэлов от температуры, равной температуре воды на линии насыщения до температуры, равной 1200°С и незначительное - до начала их разогрева (рисунок 4).

-1-1-,-1-!

2000 4000

Время, с

б)

Рисунок 3 - Давление теплоносителя в первом контуре а) влияние тепловых потерь, б) влияние аккумулированной теплоты

V

£ 800 _

Течь 0,5%

-'-п * 1 Э. т = 0%. N

-2-п « 1 9, т = 2%, N

-3-п = 1 9, т = 4%, N

-Г

4000

"Л

12000

Течь 0,5%

-<-и«07;т = 0% N

—г-п= 1.4, т = 0% N

3 п * 1 9, т = 0% N

2000 4000 6000

Время, с Время, с

а) б)

Рисунок 4 - Температура оболочки имитаторов твэлов а) влияние тепловых потерь б) влияние аккумулированной теплоты

Показано, что теплота, аккумулированная в имитаторах твэлов, оказывает заметное влияние на скорость их разогрева. Так, в полых стержнях из нержавеющей стали прямого нагрева скорость разогрева выше, чем в имитаторах твэлов косвенного нагрева и имитаторах твэлов, близких по конструкции к натурным. При этом, увеличение аккумулированной теплоты в металлоконструкциях установки (металло-водного соотношения - п) влияние этого фактора усиливает.

По результатам выполненных расчетов получена аппроксимирующая зависимость (I), хорошо коррелирующая с экспериментальными данными ИСБ-ВВЭР и позволяющая с точностью ± 7,5% оценивать время от начала режима до начала разогрева имитаторов твэлов и температурных уровней, превышающих эксплуатационные при любом размере течи теплоносителя исследованного диапазона (рисунок 5):

= х~л> ■в.

т

где X — размер течи теплоносителя, коэффициенты для каждой из установок.

%; А; и В,

(О

корреляционные

ш

Рисунок 5 - Зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя из модели напорной камеры реактора

В пятой главе представлены результаты исследования влияния конструктивных особенностей экспериментальных установок, обусловленных отклонениями от конструкций элементов первого контура прототипа, на теплогидравлические процессы в аварийных режимах.

Влияние конструктивных особенностей в моделях парогенераторов ИСБ-ВВЭР на характер теплогидравлических процессов исследовалось в режиме с естественной циркуляцией теплоносителя с последовательным уменьшением его массы. Первая модель парогенераторов имела вертикальную П - образную конфигурацию теплообменных трубок, вторая - горизонтальную спиралеобразную конфигурацию теплообменных трубок с раздающим и собирающим вертикальными коллекторами. В результате проведенного расчетного исследования не отмечено существенного влияния конфигурации теплообменной поверхности парогенераторов на характер изменения основных режимных параметров.

Влияние конструкции контура циркуляции теплоносителя

Для исследования были разработаны 16 расчетных моделей установок -виртуальных аналогов экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР (исходная модификация А), в которые последовательно добавлялись определенные преобразования элементов контура циркуляции, в результате чего полученная таким образом «идеализированная» установка ИСБ-ВВЭР (модификация N) максимально соответствовала по конструкции экспериментальной установке ПСБ-ВВЭР и прототипу.

Исследовались гипотетические аварийные режимы с течью теплоносителя из напорной и сбросной камер реактора, имитирующие частичный (2,4%) и полные разрывы одного (11%) и двух (22%) патрубков гидроемкостей пассивной части САОЗ при отказе всех систем безопасности РУ.

Результаты расчетов аварийных режимов в «идеализированной» виртуальной установке сопоставлены с результатами кросс - расчетов этих же режимов, выполненных для РУ с ВВЭР-1000 (В-320) с помощью кода CATHARE 2 V1.3L_44.

Показано, что преобразования в конструкции ИСБ-ВВЭР (модификация N) более значительно сказываются на поведении температуры имитаторов твэлов в режимах с течью 2,4%, чем в режимах с течами 11% и 22% теплоносителя. При этом, характер изменения температуры имитаторов твэлов

более адекватен прототипу (рисунок 6). Во всех исследуемых аварийных режимах разогрев имитаторов твэлов наступает при более глубоком обезвоживании контура циркуляции теплоносителя, чем в ИСБ-ВВЭР (модификация А).

И СБ ВВЗРиВВЭР-1000 -6А Тет (низ сборки}

(А Тет (сородииа сборки) -6А Тет (в«рх сборки) б№ Тет (ни> сборки)

- Тет (с»рвдин* сборки) ^ - - $№ Тет (в«рх сборки)

- У.У Тет <4/6 сборки по высот»)

вирт ИСиВВЭР-1000

-5М Тет (низ сборки) Тет (середича еборм)

- 5К. Тет (верх сборки) ■ 5W Тет (низ сборки)

- Тет (середина сборки) --9-• 51/11 Тет (верх сборки)

5№ Тет (4/5 сборки по еысоте)

О 400 800 1200 1в03 2000 О

Время, с

а)

Рисунок 6 - Температура имитаторов твэлов (течь 2,4% из напорной камеры реактора),

а) модификация Л ИСБ-ВВЭР; б) модификация N ИСБ-ВВЭР; ВВЭР-ЮОО - \У

На характере изменения давления теплоносителя в установке модификации N влияние конструктивных преобразований качественно не сказалось, хотя имеются определенные количественные отличия этого параметра в модификациях А и N в зависимости от размера течи теплоносителя.

Влияние конструктивных особенностей установок модификаций А и N исследовалось также в режиме с естественной циркуляцией теплоносителя при последовательном уменьшении его массы. В этом режиме качественно не проявилось влияние конструктивных преобразований в контуре ИСБ-ВВЭР на теплогидравлические процессы, однако имеют место определенные количественные различия в значениях ключевых параметров (давление теплоносителя и температура имитаторов твэлов).

Количественное различие режимных параметров для модификации N и прототипа (\У) определяется влиянием масштабных факторов, в том числе, тепловыми потерями и аккумулированной теплотой, а также неустранимыми конструктивными искажениями элементов циркуляционного контура модельной установки.

Таким образом, выполненными расчетными исследованиями подтверждена возможность улучшения воспроизведения теплогидравлических процессов в контуре установки ИСБ-ВВЭР за счет определенных преобразований ее конструкции: замена сборки имитаторов твэлов на таковую с неравномерным тепловыделением по высоте и косвенным нагревом; изменение конструкции узла выхода теплоносителя из АЗ в сборную камеру на прямой, аксиальный; замена имеющихся циркуляционных насосов на насосы, позволяющие имитировать выбег рабочего колеса, а также установка их в

петлях контура циркуляции; увеличение количества петель до четырех идентичных; снижение тепловых потерь.

Полученные в главе 5 результаты открывают принципиальную возможность проведения исследований влияния масштаба установок на развитие теплогидравлических процессов посредством как вычислительных (на виртуальных моделях), так и физических экспериментов - в случае реализации вышеуказанных рекомендаций по изменению конструкции экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР.

В шестой главе представлены результаты сопоставления аварийных режимов с течью (11%) теплоносителя и естественной циркуляцией в интегральных установках разного масштаба, созданных по объемно-мощностному принципу моделирования. Для этого на базе модификации N (глава 5) разработаны модификации N1 и Р виртуальных установок, которые отличаются тем, что в модификации N1 вместо неравномерного реализовано равномерное по высоте тепловыделение, а в модификации Р, в дополнение к N1, приняты величины т = N„,/^4« = 12%, п = Умет А^теПл -1,4, равные таковым в ПСБ-ВВЭР.

Режим с течью (11%) теплоносителя из модели сборной камеры реактора

Экспериментальные данные режима, проведенного в установке ПСБ-ВВЭР сопоставлены с результатами расчетов этого же режима для двухпетлевой экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР (модификация А) и виртуальных установок (модификации N1 и Р).

Сценарий режима предусматривал: срабатывание аварийной защиты АЗ, останов циркуляционных насосов, использование систем безопасности САОЗ с подачей охлаждающей воды насосами высокого давления (при давлении в первом контуре Р1 к = 10,5 МПа) и из гидроемкостей пассивной части (при Р] к = 5,9 МПа). Критерий окончания расчета режима - разогрев имитаторов твэлов до температуры, равной 1200°С.

Расчеты выполнены для двух вариантов граничных условий работы гидроемкостей пассивной части САОЗ: для модификаций N1 и Р виртуальных установок - диаметр сливного трубопровода равен 5,5 мм (по условиям подобия) и 1,7 мм (из условия равенства скоростей поступления воды из гидроемкостей ПСБ-ВВЭР), для двухпетлевой ИСБ-ВВЭР - 7,8 мм (по условиям подобия). Дополнительно был рассчитан режим с отказом гидроемкостей в установках.

Из анализа результатов расчетов режима получено, что давление теплоносителя в сопоставляемых установках отличается несущественно (в среднем на 10 - 15%).

Сопоставление температуры имитаторов твэлов в исследуемых установках (рисунок 9) показало, что характер ее изменения при отказе гидроемкостей во всех установках - практически идентичен. Различие в поведении температуры проявляется на стадии режима, когда включаются в работу гидроемкости пассивной САОЗ. В двухпетлевой установке ИСБ-ВВЭР устойчивый разогрев имитаторов твэлов наступил значительно раньше (~ на 400с), чем в ПСБ-ВВЭР (рисунок 9). Разница во времени возникновения разогрева имитаторов твэлов в виртуальных установках и ПСБ-ВВЭР отличается менее существенно (от ~100 до 300с) и определяется «коридором»

изменения температуры в зависимости от варианта моделирования подачи охлаждающей воды из гидроемкостей пассивной части САОЗ и значений тепловых потерь в установках.

---О--ИСБ-ВВЭР (2 петли, без ГЕ)

ИСБ-ВВЭР (2 петли, е ГЕ, Т,в мм) - -<у -- вирт. установка (мод N1, вез ГЕ)

--■ — вирт. установка (мод N1, о ГЕ, 1,7 мм)

- «э---вирт установка (мод N1, с ГЕ, Б,Б мм)

-И- вирт. установка (мод Р, ваз ГЕ)

*- вирт уотановка (мод Р, с ГЕ, 1,7 мм)

-»- вирт уотановка (мод Р, с ГЕ, б,Б мм)

-а—— ПСБ-ВВЭР о ГЕ (центр)

-—'— ПСБ-ВВЭР С ГЕ (периферия)

О 400 800 1800 1вОО

Время, с

Рисунок 9 - Температура имитаторов твэлов (режим 11% течь теплоносителя)

Режим с естественной циркуляцией теплоносителя

Экспериментальные данные режима, проведенного в установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР сопоставлены с результатами расчетов этого же режима в виртуальных установках (модификации N1 и Р).

Сценарий режима предусматривал фиксированные отборы одинакового количества теплоносителя (5% от номинального значения массы) через равные промежутки времени из нижней части модели напорной камеры реактора.

Из приведенного на рисунках 10, 11 сравнения параметров одного и того же режима в исследуемых установках видно, что характер их изменения в зависимости от относительной массы теплоносителя в установках (М/М0, где Mo - масса теплоносителя до начала отборов, M - текущее значение массы теплоносителя) качественно практически идентичен.

В режиме имеет место достаточно хорошее согласование значений давления теплоносителя в виртуальных и экспериментальной (ПСБ-ВВЭР) установках (рисунок 10). Расчетные значения этого параметра находятся в пределах погрешности эксперимента.

Сравнение кривых изменения температуры имитаторов твэлов в эксперименте ПСБ-ВВЭР и в виртуальных установках модификаций N1 и Р (рисунок 11) показывает качественное их согласование. Влияние масштаба установок сказывается на остаточной массе теплоносителя на момент времени начала разогрева имитаторов твэлов: в виртуальных установках разогрев начался при относительной массе (М/Мо = 0,375) большей, чем в эксперименте на ПСБ-ВВЭР (М/Мо = 0,29), но меньшей, чем в эксперименте на ИСБ-ВВЭР (М/Мо = 0,43).

В виртуальных установках N1 и Р одинакового масштаба имеет место достаточно хорошее не только качественное, но и количественное согласование значения остаточной массы теплоносителя в установках, при которой начинается разогрев имитаторов твэлов. Это свидетельствует об отсутствии

влияния тепловых потерь, как на остаточную массу, так и на давление теплоносителя (рисунок 10). 16-

14

j— — ПСБ-ВВЭР (зксп ) — ИСБ-ВВЭР (эхсп)

1—"

! — Вирт установка, мод N1

I ^

«h

1 •Ч

1

1400 -г

1200-

О

юоо-

О.

>ч

h-(О 800 -

а.

о

с

5 600 -

0)

К

400-

200 -

-ПСБ-ВВЭР (ЭКСП ) —'—ИСБ-ВВЭР (эксп) " Вирт установка, мс

Д. N1 я р 1

*>

! , !

г |

—— 1

1

I

fy (

J vi II

• •" I

10

02

08 06 04

Относительная масса, М/М,

Рисунок 10 - Давление теплоносителя

04 03

Относительная масса, М/М.

Рисунок 11 - Температура имитаторов твэлов

Однако температура имитаторов твэлов в диапазоне изменения массы теплоносителя от начала (М/Мо = 0,375) до устойчивого их разогрева (М/М0 = 0,315) разная: в модификации N1 выше (750°С - 800°С), чем в модификации Р (300°С - 500°С), что можно объяснить влиянием тепловых потерь, величина которых в модификации Р выше, чем в модификации N1.

Сравнение температур имитаторов твэлов виртуальных установок и ПСБ-ВВЭР показало, что в установках, идентичных по конструкции, но разного масштаба, со свойственными им тепловыми потерями и количеством металла имеет место количественное различие остаточной массы теплоносителя, при которой начинается разогрев имитаторов твэлов, а также температуры имитаторов твэлов от начала до устойчивого их разогрева.

Анализ двух разных режимов, рассчитанных в исследованных установках показал, что теплогидравлические процессы в виртуальных установках согласуются лучше с таковыми в ПСБ-ВВЭР, чем - в двухпетлевом ИСБ-ВВЭР. Влияние масштаба установок имеет место и проявляется более существенно на температуре имитаторов твэлов, чем на давлении теплоносителя.

В седьмой главе представлены результаты исследования влияния особенностей конструкции установки, обусловленных методом моделирования РУ с ВВЭР-1000, на развитие теплогидравлических процессов.

Для проведения расчетного исследования, по конкретным рекомендациям изменения конструкции ИСБ-ВВЭР (глава 1), основанным на альтернативном методе масштабного моделирования "... на базе уравнений «нестационарной неравновесной модели двухфазного теплоносителя», разработана расчетная модель виртуальной четырехпетлевой установки (модификация U, таблица 2).

Исследовались аварийные режимы с течами 2,4; 11 ; 22% теплоносителя из модели напорной камеры реактора, рассмотренные в главе 5. Полученные результаты расчетов для модификации U сопоставлены с результатами расчетов этих же режимов в ИСБ-ВВЭР (модификация А, таблица 2), созданном, как отмечено в главе 2, на основе объемно-мощностного принципа моделирования, и в РУ (W).

В результате предварительных расчетов стационарного состояния петли

циркуляционного контура было установлено, что при рекомендуемом диаметре трубопроводов петель - 0,011 м нарушается соответствие моделируемого теплофизического параметра - давления на входе в петлю (23 МПа, вместо 16 МПа), в связи с чем для осуществления расчетов в модификации и было принято его значение - 0,023 м, минимально приемлемое для диаметра трубопроводов петель.

Таблица 2 - Характеристики исследуемых моделей установок

Характеристики Модификация А Модификация и

Объем модели сбросной камеры реактора, м^ 18,77 Ю"3 19,0 10"4*

Объем модели напорной камеры реактора, м3 11,91 • 10'3 12,0 • 10"4*

Длина горячего трубопровода, м 3,056 2,351'

Длина холодного трубопровода,м 12,325 6,118"

Вертикальная часть горячего трубопровода, м 1,426 0,08'

Количество петель 2 4"

Диаметр трубопроводов петель, м Неаварийная/аварийная 0,041/0,025 0,011" 0,023"

Количество имитаторов твэлов в модели АЗ Обогреваемые/необогреваемые имитаторы твэлов 19 19/0 27' 23/4*

Наружный диаметр имитаторов твэлоз, мм 9,1

Обогрев имитаторов твэлов Прямой, равномерный

Металло-водное соотношение циркуляционного КОНТура, П—\^металла/\'Теп-чзиосителя 1,9 1,6

Тепловые потери, т = N тп^„ом, % 4,0 1,9

* - рекомендуемое значение ** - принятое в расчетах значение

Анализ результатов расчетов режимов в установках, смоделированных по двум различным методам, показал, что характер поведения основных режимных -параметров (давление, относительная масса теплоносителя в циркуляционном контуре и температура оболочки имитаторов твэлов) в исследованном диапазоне течей теплоносителя схожий с таковым для прототипа, что свидетельствует об определенной адекватности расчетного моделирования в обоих случаях. В то же время, в исследованных режимах в экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР, созданной на основе объемно-мощностного .метода моделирования, имеет место лучшее (рисунки 12 и 13) соответствие характера изменения режимных параметров по отношению к прототипу, чем в установке, разработанной с использованием альтернативного метода. Это подтверждается также полученной в главе 4 закономерностью изменения режимных параметров в зависимости от величин тепловых потерь и металло-водного соотношения установок, согласно которой кривые изменения параметров для модификации и должны располагаться между таковыми для прототипа и модификации А.

Можно отметить, что метод моделирования установки практически не сказался на времени от начала истечения теплоносителя до начала разогрева имитаторов твэлов - для обеих моделей эта характеристика описывается одной и той же аппроксимирующей зависимостью (1).

V »00 - _

ИСБ-ВВЭР и ВВЭР-1000

I-ЗА Тст (низ сборки)

1— ЗА Тст (середина сборки) S— ЗА Тст (верх сборки) 1— 3W Тст (низ сборки) »— 3W Тст (верх сборки) i— 3W Тст (верх сборки)

I-3U Тст (низ сборки)

>—3U Тст (середина сборки) - 3U- Тст (верх сборки)

О 200 400 600 800 1000 1200 1400 Время, с

Рисунок 12 - Давление теплоносителя (режим с течью 2,4% из модели напорной камеры реактора)

№М0

Рисунок 13 - Температура имитаторов твэлов в зависимости от относительного массы теплоносителя (режим с течью 22% из модели напорной камеры реактора)

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ

1 Разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000.

2 Установлено влияние особенностей интегральных экспериментальных установок (теплофизические и конструктивные факторы), обусловленных компромиссами моделирования, на ключевые параметры аварийных режимов с течью теплоносителя в диапазоне от 0,5 до 30 %. Показано, что влияние этих факторов максимально при течах теплоносителя от 0,5 до 2%, уменьшается с увеличением размера течи и практически отсутствует в диапазоне течей от 17 до 30%. Получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи при отказе САОЗ, хорошо коррелирующая с экспериментальными данными, полученными на установке ИСБ-ВВЭР.

3 Подтверждены целесообразность определенных преобразований конструкции установки ИСБ-ВВЭР для улучшения воспроизведения теплогидравлических процессов и возможность исследования влияния масштаба в идентичных по конструкции интегральных установках на развитие в них теплогидравлических процессов.

4 Показан схожий характер изменения ключевых параметров и выявлены их количественные отличия в аварийных режимах, моделируемых в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба («идеализированная ИСБ-ВВЭР» (1:3000), ПСБ-ВВЭР (1:300)).

5 Путем сравнения аварийных режимов в установке ИСБ-ВВЭР, созданной на основе объемно-мощностного метода моделирования, и в виртуальной установке, разработанной на основе неравновесной модели двухфазного теплоносителя показано, что в установке ИСБ-ВВЭР наблюдается лучшее соответствие режимных параметров по отношению к прототипу.

6 Результаты верификационных расчетов экспериментов, выполненных на установке ИСБ-ВВЭР, вошли базу данных по верификации кода RELAP5 применительно к АЭС с ВВЭР-1000.

ПУБЛИКАЦИИ ПО РАБОТЕ

1. Гашенко И.В., Кузнецов В.Д. Пост-тест расчет режима с течью 2.4 % теплоносителя в интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР с помощью кода RELAP5 // Annual meeting on nuclear technology'99: Proceedings.-Karlsruhe, Germany, 1999. - C. 121 - 124. (на англ. яз.)

2. Гашенко И.В., Гашенко М.П., Кузнецов В.Д. Анализ российской стандартной проблемы № 3 по верификации теплогидравлических кодов на интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР // International Youth Nuclear Congress 2002: Proceedings.- Daejeon, Korea, 2002. - C. 80-84. (на англ. яз.).

3. Гашенко И.В., Гашенко М.П., Мелихов О.И., и др. Пост-тест анализ стандартной проблемы МЦЯБ В-5 (течь 11 % из верхней камеры смешения стенда ИСБ-ВВЭР с работой системы САОЗ // Сб. тезисов докладов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, 19-23 ноябрь 2001. - С.52.

4. Гашенко И.В., Кузнецов В.Д., Шмаль И.И. Исследование влияния тепловых потерь и тепла, аккумулированного металлоконструкциями стенда, на развитие теплогидравлических процессов // Теплоэнергетика. 2001. № 9. - С. 72 -77.

5. Гашенко ИВ., Гашенко М.П., Кузнецов В.Д. О влиянии некоторых факторов на развитие теплогидравлических процессов в модели активной зоны РУ с ВВЭР-1000 при авариях с потерей теплоносителя // Сб. материалов 14-й ежегодной конференции Ядерного Общества России "Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий", Удомля, 30 июнь - 4 июль 2003.- С.449-450.

6. Гашенко М.П, Басов A.B., Гашенко И.В. и др. Исследование влияния конфигурации парогенераторов на теплогидравлические процессы в первом контуре установки ИСБ-ВВЭР // Annual meeting on nuclear technology'2004: Proceedings.- Düsseldorf, Germany, 25-27 May 2004,- C. 113-116. (на англ. яз.)

7. Гашенко И.В., Шмаль И.И. Влияние конструктивных факторов интегрального стенда ИСБ-ВВЭР на воспроизведение аварийных режимов с потерей теплоносителя для РУ ВВЭР-1000 // Сб. тезисов докладов 4-ой Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", Подольск, 23-26 май 2005.- С. 149-150.

8. Гашенко И.В., Гашенко М.П. Сравнение теплогидравлических процессов в режиме с естественной циркуляцией в установках ИСБ-ВВЭР, ПСБ-ВВЭР и виртуальной модели модифицированной установки ИСБ-ВВЭР H Annual meeting on nuclear technology 2005' Proceedings.- Nuremberg, Germany, 10-12 May 2005,- C. 145 - 148. (на англ. яз.)

9. Гашенко И.В. Расчетные оценки развития теплогидравлических процессов при различных подходах к моделированию интегрального стенда ИСБ-ВВЭР /7 Сборник научных трудов СНИЯЭиП IV международной научно-практической конференции по проблемам атомной энергетики «Надежность, безопасность, ресурс АЭС», Севастополь, 2005. Вып. 15. - С. 47-55.

Подписано в печать Й-СЗ-О'! зак. Тир. №0 П.л. Полиграфический центр МЭЙ (ТУ) Красноказарменная ул., д. 13

Условные обозначения, сокращения, аббревиатуры, индексы.

Введение.

Глава 1 Состояние вопроса и задачи диссертационной работы.

1.1 Применение расчетных кодов для моделирования аварийных процессов -важнейший метод обоснования безопасности АЭС

1.2 Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов.

1.3 Экспериментальные интегральные установки.

1.3.1 О моделировании экспериментальных интегральных установок и теплогидравлических процессов в них.

1.3.2 О факторах искажения теплогидравлических процессов и явлений в контурах экспериментальных интегральных установок и проблеме использования результатов применительно к прототипу.

Выводы по Главе 1.

Глава 2 Методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов в экспериментальных интегральных установках для АЭС с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов.

2.1 Описание методики.

2.2 Описание теплогидравлического расчетного кода RELAP5.

2.3 Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Выводы по Главе 2.

Глава 3 Исследование теплогидравлических процессов в аварийных режимах в ИСБ-ВВЭР (верификационные расчеты).

3.1 Течь 2,4 % из модели напорной камеры реактора ИСБ-ВВЭР.

3.2 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли).

3.3 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли).

3.4 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с вертикальными парогенераторами.

3.5 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с горизонтальными парогенераторами.

Выводы по Главе 3.

Глава 4 Влияние теплофизических факторов на теплогидравлические процессы в интегральных установках.

4.1 Характер влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах.

4.2 Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах.

Выводы по главе 4.

Глава 5 Влияние конструктивных факторов на теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках.

5.1 Влияние конструктивных особенностей моделей парогенераторов интегральной экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР.

5.2 Влияние конструктивных особенностей интегральных установок на ключевые параметры аварийных режимов.

5.3 Влияние конструктивных искажений экспериментальных интегральных установок на ключевые параметры режима с естественной циркуляцией теплоносителя.

Выводы по главе 5.

Глава 6 Теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках разного масштаба.

6.1 Режим с 11% течью теплоносителя из модели сборной камеры реактора и работой гидроемкостей САОЗ.

6.2 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя.

Выводы по главе 6.

Глава 7 Влияние метода моделирования на теплогидравлические процессы в интегральных установках.

7.1 Описание четырехпетлевой виртуальной установки.

7.2 Анализ результатов исследования.

Выводы по главе 7.

Выводы.

Актуальность работы. Развивающаяся атомная энергетика требует постоянных систематических исследований вопросов безопасности. Обоснование безопасности АЭС осуществляется с помощью компьютерных системных расчетных кодов. Доказательство адекватности кодов осуществляется посредством их верификации с использованием экспериментальных данных, полученных на фрагментарных установках по исследованию отдельных явлений и интегральных (структурно подобных реакторным) установках по исследованию аварийных режимов в контуре РУ в целом [1], [2].

При этом, неизбежно имеют место искажения моделируемых в этих установках теплогидравлических процессов, обусловленные допущенными при проектировании экспериментальных установок компромиссами моделирования ("лишнее" количество металла, высокие тепловые потери, конструктивные особенности и др., по отношению к реакторной установке).

Понимание характера и степени влияния последствий допущенных компромиссов моделирования установок на теплогидравлические процессы в них и последующий учет этого влияния позволит: повысить уровень верификации (ве-рифицированность) кодов, их адекватность, соответственно, качество и достоверность результатов расчетного анализа аварийных режимов при обосновании безопасной эксплуатации реакторной установки; проводить обоснование конструкций установок с целью максимального приближения экспериментальных режимов к аварийным режимам в РУ. Выявление же закономерностей влияния масштаба установок на поведение ключевых параметров аварийных режимов обеспечит возможность адекватного их учета при оценке развития теплогидравлических процессов в прототипе, причем, уже на стадиях проектирования и создания установок, в том числе, применительно к реакторным установкам нового поколения.

Указанные задачи могут быть решены проведением вычислительных экспериментов с помощью современных верифицированных кодов улучшенной оценки с использованием расчетных моделей «идеализированных» (свободных от присущих физическим моделям конструктивных искажений) виртуальных установок. Сказанным подтверждается актуальность выполненного исследования и определяются его цели и задачи.

Цель и задачи научного исследования

Выявить влияние конструктивных особенностей, масштаба и метода моделирования интегральных установок на адекватность моделируемых в них аварийных режимов с потерей теплоносителя применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000.

Для достижения указанной цели решить следующие задачи:

- разработать методику исследования;

- установить адекватность воспроизведения теплогидравлических процессов в расчетах по коду 11ЕЬАР5/МСЮЗ .2 аварийных режимов, моделируемых на интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР, путем количественной оценки согласования экспериментальных и расчетных значений режимных параметров в верификационных расчетах в соответствии с «Матрицами верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» (далее, «Матрицы») [3], [4];

- разработать расчетные модели виртуальных «идеализированных» установок, выявить закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установок, обусловленных компромиссами, масштабом и методом моделирования, на изменение основных параметров в аварийных режимах с потерей теплоносителя.

Объект исследования - тегоюгидравлические процессы и явления, сопровождающие моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.

Предмет исследования - закономерности протекания теплогидравлических процессов и явлений, сопровождающих моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.

Методы исследования - расчетно-аналитический, посредством теплогидравлического расчетного кода RELAP5/MOD3.2 (далее RELAP5).

Научная новизна полученных результатов

Определяется тем, что впервые:

- разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000, позволяющая определять влияние конструктивных характеристик, масштаба и метода моделирования установок на развитие в них теплогидравлических процессов в аварийных режимах;

- выявлены закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установки на ключевые параметры аварийных режимов (давление теплоносителя, температура оболочки имитаторов твэлов), получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя, в диапазоне от 0,5 до 30 %;

- сопоставлены результаты исследования одинаковых по сценарию аварийных режимов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба и в установках одинакового масштаба, разработанных с помощью двух разных методов моделирования;

- в результате верификационных расчетов аварийных режимов в экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР обнаружено явление обратного течения теплоносителя первого контура в парогенераторах, характерное для парогенераторов ВВЭР.

Практическая ценность полученных результатов

• разработанная методика расчетного исследования использована для осуществления сопоставительных экспериментов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба, а также в установках одинакового масштаба, разработанных с использованием двух разных методов моделирования и может быть использована применительно к любой экспериментальной установке, моделирующей как ВВЭР, так и водоохлаждаемые реакторы других типов для проведения вычислительных экспериментов, что позволит существенно снизить объем и стоимость экспериментальных исследований;

• результаты работы могут быть использованы при: обосновании технических решений по модернизации конструкции установок для адекватного воспроизведения теплогидравлических процессов по отношению к прототипу; планировании экспериментов; создании интегральных установок для исследований аварийных режимов применительно к АЭС нового поколения;

• зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя может использоваться для оценки их предельных температурных режимов при планировании экспериментов;

• результаты верификационных расчетов включены в базу данных Международного Центра по Ядерной Безопасности по верификации кода RELAP5 применительно к анализу безопасности АЭС с ВВЭР-1000, разработанную в рамках совместного российско-американского проекта. Анализ Российской Стандартной Проблемы (исследование аварийного режима с течью 11% теплоносителя из сборной камеры реактора) по верификации теплогидравлических расчетных кодов был выполнен по договору с ОКБ "Гидропресс".

Достоверность результатов исследования

Обеспечивается верификацией используемого расчетного кода на экспериментальных данных интегрального стенда ИСБ-ВВЭР и кросс-верификационными расчетами по другим расчетным кодам (ТРАП, КОРСАР, CATHARE, ATHLET). .

Личный вклад автора

Разработана методика исследования, выполнены все расчетные исследования, представленные в работе, включая создание расчетных моделей интегральных установок, а также анализ полученных результатов.

На защиту выносится:

- методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках; и

- результаты исследований влияния конструктивных особенностей и метода моделирования установок на качество воспроизведения в них аварийных режимов реакторной установки;

- результаты сопоставления теплогидравлических процессов в идентичных по конструкции установках разного масштаба;

- результаты верификационных расчетов аварийных режимов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР, выполненных системным кодом RELAP5;

- расчетные модели интегральных установок, рассмотренных в диссертации, для кода RELAP5.

Апробация работы.

Результаты работы докладывались и были обсуждены на конференциях, в частности:

- четвертом международном Форуме обмена информацией "Безопасность АЭС с ВВЭР и РБМК", г. Обнинск, Россия, 11-15 октября 1999 г;

- международной ежегодной конференции Jahrestagung Kerntechnik (Nuclear Technology) (1999,2004,2005 it., Германия);

- международном молодежном Ядерном Конгрессе IYNC (2000 г. Словакия; 2002 г. Южная Корея; 2004 г. Канада);

- XIV международной школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева "Проблемы газодинамики и теплообмена в энергетических установках", г. Рыбинск, 26-30 мая 2003 г;

- 14-й ежегодной конференции Ядерного Общества России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий», г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г;

- 8-й международной конференции Украинского ядерного общества "Молодежь - ядерной энергетике", г. Севастополь, Украина, 01-03 июля 2004 г;

- 9-й ежегодной молодежной научно-практической конференции "Реакго-ростроение и атомная энергетика: технологии будущего", г. Нижним Новгород, 14-18 сентября 2004 г;

- 2-й и 4-й международных научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, 2001,2005 гг.;

- 4-й международной научно-практической конференции «Надежность, безопасность, ресурс АЭС», г. Севастополь, Украина, 20-25 сентября 2005 г.

Публикации. По результатам выполненных по теме диссертации исследований опубликовано 18 печатных работ и выпущено 3 научно-технических отчета.

Структура и объем диссертации. Диссертация содержит введение, 7 глав, выводы. Список литературы из 107 использованных источников. Диссертация выполнена на 145 листах, включая 39 таблиц и 118 рисунков.

Выводы

1 Разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000.

2 Установлено влияние особенностей интегральных экспериментальных установок (теплофизические и конструктивные факторы), обусловленных компромиссами моделирования, на ключевые параметры аварийных режимов с течью теплоносителя в диапазоне от 0,5 до 30 %. Показано, что влияние этих факторов максимально гри течах теплоносителя от 0,5 до 2%, уменьшается с увеличением размера течи и практически отсутствует в диапазоне течей от 17 до 30%. Получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи при отказе САОЗ, хорошо коррелирующая с экспериментальными данными, полученными на установке ИСБ-ВВЭР.

3 Подтверждены: целесообразность определенных преобразований конструкции установки ИСБ-ВВЭР для улучшения воспроизведения теплогидравлических процессов и возможность исследования влияния масштаба в идентичных по конструкции интегральных установках на развитие в них теплогидравлических процессов.

4 Показан схожий характер изменения ключевых параметров и выявлены их количественные отличия в аварийных режимах, моделируемых в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба («идеализированная ИСБ-ВВЭР» (1:3000), ПСБ-ВВЭР (1:300)).

5 Путем сравнения аварийных режимов в установке ИСБ-ВВЭР, созданной на основе объемно-мощностного метода моделирования, и в виртуальной установке, разработанной на основе неравновесной модели двухфазного теплоносителя показано, что в установке ИСБ-ВВЭР наблюдается лучшее соответствие режимных параметров по отношению к прототипу.

6 Результаты верификационных расчетов экспериментов, выполненных на установке ИСБ-ВВЭР, вошли базу данных по верификации кода RELAP5 применительно к АЭС с ВВЭР-1000.

1. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for VVER LOCA and Transients // A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal-Hydraulic Code Validation Matrix, April 2001.

2. Безруков Ю.А., Логвинов C.A., Суслов А.И. и др. Матрицы верификации теплощдравлических кодов улучшенной оценки применительно к ВВЭР // Теплоэнергетика 2002. № 11. С. 42-48.

3. Нигматулин Б.И., Мелихов О.И., Соловьев C.JI. Состояние и развитие отечественных системных теплощдравлических кодов доя моделирования аварийных и нестационарных процессов на АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 3.2001. С. 1721.

4. Нигматулин Б.И., Василенко В.А., Соловьев C.J1. и др. Разработка расчетных кодов нового поколения актуальная задача развития отечественной атомной энергетики//Теплоэнергетика. № 11. 2002. - С. 2-10.

5. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В. и др. КОРСАР теплогидрав-лический расчетный код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика. № 9. 2001. - С. 36-43.

6. Крошилин А.Е., Крошилин В.Е., Смирнов A.B. и др. Интегральный программный комплекс для оценки безопасности АЭС // Теплоэнергетика. № 1. 2001.-С. 15-21.

7. Мелихов В.И, Мелихов О.И., Соловьев C.J1. Теплогидравлический код нового поколения. Современные тенденции развития // Теплофиз. высок, температур. 2002.40, №5- С. 826-842.

8. Воробьев Ю.Б., Кузнецов В.Д. Использование современных интегральных кодов для управления безопасностью АЭС // Вестник МЭИ. № 5. 2001.- С. 31-37.

9. Гордон Б.Г., Гуцалов А.Т. Верификация программных средств доя расчета аварийных режимов АЭС // Теплоэнергетика. 1993. № 8 С. 25-28.

10. Нигматулин Б.И., Блинков В.Н., Гакал П.Г. и др. Обоснование процедуры оценки системных программных средств // Препринт L 15/02-1996.05, Элек-трогорск, 1996.-24 С.

11. Addabbo С., Annunziato A. A Synopsis of the Results from the LOBI Counter Part Test Programme // International Conference on «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics»:Proceedings.- Pisa, Italy, May 30th June 2nd 1994. -P. 331-337.

12. Щепетильников Э.Ю., Мелихов О.И., Мелихов В.И. Сравнительный анализ аварии с малой течью на установках ИСБ-ВВЭР, ПСБ-ВВЭР и ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика. 1999. № 12. — С. 69-75.

13. Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis/Final Report. NUREG-1230 R4. December 1988.

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

15. Бугаенко С.Е., Блинков В.Н., Краев А.Г. Валидация компьютерных кодов применительно к ВВЭР и РБМК. Окончательный план валидации кода RELAP5 применительно к ВВЭР // Международный Центр по Ядерной Безопасности, Отчет WO № 974066401.-М.:, 1998.- 70 с.

16. Блинков В.Н., Гашенко М.П., Мелихов О.И. и др. Расчетно-экспериментальные исследования аварийных режимов в стандартных задачах на теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР // Атомная энергия. 2003. Т.95. Вып. 5.-С. 354-359.

17. Асмолов В.Г., Гашенко М.П., Елкин И.В. и др. Интегральный теплофи-зический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР) // Препр. / ИАЭ.-1990.-№5044/14.-54 с.

18. Гашенко М.П., Прошутинский А.П., Столяров Е.В. и др. Исходные данные по стенду ИСБ-ВВЭР для верификации расчетных программ // Препр. / ЭНИЦ ВНИИАЭС. 1995. № 2/05-95. 215 с.

19. Мигров Ю.А., Чернов И.В., Юдов Ю.В. Результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР на основе стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2 // Теплоэнергетика. 1999. № 3. -С. 8-13.

20. Елкин И.В., Липатов И.А., Капустин A.B. и др. Исследования в обоснование эксперимента на интегральной установке ПСБ-ВВЭР "Разрыв 2x100% холодного трубопровода РУ ВВЭР-1000" // Годовой отчет ЭНИЦ,- Электрогорск, ЭНИЦ,-2005,- с. 109-119.

21. Скалозубов В.И., Домашев Е.Д., Ким В.В. Анализ соответствия интегральных экспериментальных стендов ИСБ и ПСБ условиям моделирования аварийных переходных процессов на ВВЭР // Промышленная теплотехника. 1999. V.21,№L- С. 37-43.

22. Моделирование аварий на ядерных энергетических установках атомных электростанций / В.Н.Васильченко, Е.З. Емельяненко, А.Е. Смышляев, В.В. Ким. Под общей редакцией В.И. Скалозубова Одесса:"Резон 2000", 2002 - 466 с.

23. Афремов Д.А., Журавлев Ю.В., Миронов Ю.В. и др. Методика статистического анализа неопределенностей теплогвдравлических расчетов // Атомная энергия. -Т.93. Вып. 2, - август 2002. - С. 101-109.

24. Обзор и критический анализ существующих и перспективных методик оценки адекватности расчетных кодов и методов сравнения результатов расчетов с экспериментом // Отчет о НИР. Г205-21/97 (промежуточный). Руков. Г.А. Горбенко.-ХАИ.-2000.

25. Islamov R., Ustinov V. Computer program PRAISE. Uncertainty analysis of heat exchanger three-dimensional flow speed model.

26. D'Auria F., Giannotti W. Consideration of Bifurcations Within the Internal Assessment of Uncertainty // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings(8737). Baltimore, MD USA, 2-6 April, 2000.

27. Гордон Б.Г., Ковалевич O.M. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика. 1992. № 10-С. 8-12.

28. Нигматулин Б.И., Виденеев Е.Н., Землянухин В.В. Экспериментальные установки для моделирования аварий с малой течью теплоносителя в реакторах типа ВВЭР // Теплоэнергетика. 1988. № 12. — С. 24-28.

29. Нигматулин Б.И. Современные методы обоснования тегоюгадравличе-ских аспектов безопасности атомных станций на крупномасштабных экспериментальных стендах // Теплоэнергетика. 1990. № 8. — С. 21-27.

30. Лабунцов Д.А., Муратова Т.М. О моделировании аварий в системах ЯЭУ// Теплоэнергетика. 1992. № 10, —С. 16-21.

31. Nahavandi A.N., Castellana .S., Moradkhanian E.N. Scaling laws for modeling nuclear reactor systems. // Nucl. Science and Engineering. 1979. Vol. 72. P.75-83.

32. Zuber N. Problems in modeling of small break LOCA. // Heat Transfer Nucl.

33. React. Semin., Dubrovnik. 1-5 Sept. 1980. Washington e.a. 1982. P.3-48.

34. Ishii M., Kataoka I. Scaling criteria for LWR's under single-phase and two-phase natural circulation. ANL-83-32. NUREG/CR-3267. 1983.

35. Kocamustafaogullari G., Ishii M. Reduced pressure and fluid to fluid scaling laws for two-phase flow loop. ANL-86-19. NUREG/CR-4584. 1986. P.39.

36. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках // Теплоэнергетика. 1993. № 6. — С. 56-60.

37. Kiang R. Scaling criteria for nuclear reactor thermo-hydraulics // Nuclear Science and Engineering. 1985. Vol. 89. P. 207-216.

38. Оценка влияния масштабного фактора: Отчет о НИР / ИПБ ЯЭ РНЦ КИ;.-Инв.№90-12/1- 13-00,-Москва, 2000.

39. Смолин В.Н., Шишов В.П., Грачев В.И. и др. Некоторые проблемы крупномасштабных стендов безопасности // Атомная энергия. -Т. 92. Вып. 5. -Май 2002.-339-344.

40. Weiss P., Emmerling R., Hertlein R., Leibert J. UPTF experiment refined PWR LOCA thermal-hydraulic scenarios: Conclusions from a full- scale experiment program // Ibid, 1999 v.149, №1-3, p.333-347.

41. Classer H., Karwat H. The contribution of UPTF experiments to resolve some scale up uncertainties in countercurrent two-phase flow. // Ibid, 1993, v. 145, №1-3, p.63-84.

42. Ferng Yuh-Ming Evaluation of Inherent Distortions in the IIST Facility Using the RELAP5/MOD3 Code // Nuclear Science and Engineering: V.123. June, 1996.-P. 190-205.

43. Initial and boundary conditions to LOCA analysis. An examination of the requirements of Appendix K. / David E. Bessette // 8th International Conference on Nuclear Engineering:Proceedings (ICONE-8325). Baltimore, MD USA, April 2-6,2000.

44. Annunziata A., Addabbo C., Bacchiani M. et al. SPES-3 scaling analysis of EPP small break LOCA // P. 1000 1007.

45. Elkin I.V., Rovnov A.A., Gashenko M.P. et al. Comparison Of Natural Circulation Experiments In PSB-VVER And ISB-WER Test Facilities// Annual meeting on nuclear technology'2004:Proceedings.- Düsseldorf, Germany, 25-27 May 2004,- P. 170-173.

46. Белоцерковский O.M., Давыдов Ю.М. Метод крупных частиц в газовой динамике. М.: Наука. Главная редакция физико-математической литературы, 1982.-392 с.

47. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 1: Code structure, system models, andsolution methods. NUREG/CR-5535 (Formerly EGG-2596), INEL-95/0174 / Prepared by The RELAP5/MOD3.2Code Development Team Idaho National Engineering Laboratory, 1995.

48. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol .2: User's Guide and Input Requirements. NUREG/CR-5535, INEL - 95/0174/ Prepared by Development Team - Idaho National Engineering Laboratory, 1995.

49. RELAP5/MOD3 Code Manual Vol. 5, rev.l: Users Guidelines. NUREG/CR - 5535, INEL - 95/0174/ Prepared by C.D. Fletcher, R.R. Schultz - Idaho National Engineering Laboratoiy, 1995.

50. RELAP5/MOD3.2: Паспорт аттестации программного средства // НТЦ ГАН;.-Рег. номер 180 от 28.10.2004 г ,-М, 2004.

51. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах. Исследование интегральных процессов в первом контуре в аварийных режимах: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель М.П. Гашенко,-№2.654.-Электрогорск, 2002

52. Gashenko I.V., Gashenko M.P., Kouznetsov V.D. Analysis of the Russian

53. Standard Problem № 3 on thermalhydraulic codes validation at the ISB-WWER test facility // International Youth Nuclear Congress 2002: Proceedings Daejeon, Korea, 16-20 April 2002,-P. 80-84.

54. Gashenko M., Proshutinsky A., Prasser M. et al. Hot Leg Break tests at the ISB-VVER Integra. Test Facility // Annual meeting on nuclear technol-ogy'95: Proceedings.- Nurnberg. Germany, 1995.- P. 123-126.

55. Standard Problem INSCSP-V5 Definition Report "11% Upper Plenum Break with ECCS" // INSC Report. JP#6, 1999.

56. Трунов Н.Б., Логвинов С.А., Драгунов Ю.Г. Гидродинамические и теп-лохимические процессы в парогенераторах АЭС с ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 2001.-316 е.: ил.

57. Hyvarinen J. Primaiy side flow distribution of a horizontal steam generator under low flow conditions // Second international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lappeenranta. Finland, 1993.- P. 17-57.

58. Kouhia J., Riikonen V., Purhonen H. PACTEL: Experiments on the behavior of the new horizontal SG // Third international Seminar on horizontal steam generators: Proceedings.- Lapeenranta. Finland, 1995,- P. 1-9.

59. Li F., Modarres М. A Combined PRA and Thermal-Hydraulic Analysis for Integrated Scenario Screening // 8th International Conference on Nuclear Engineer-ing:Proceedings(8480). Baltimore, MD USA, 2-6 April 2000.

60. Гашенко И.В., Кузнецов В.Д., Шмаль И.И. Исследование влияния тепловых потерь и тепла, аккумулированного металлоконструкциями стенда, на развитие теплогидравлических процессов // Теплоэнергетика. 2001. № 9,- С. 72 77.

61. Gashenko I.V. Influence of heat losses and accumulated heat upon the accident process evolution // International Youth Nuclear Congress 2000:Transactions.

62. Bratislava, Slovakia, 9-14 April 2000.- P. 208.

63. Экспериментальное обоснование проектных функций системы пассивного залива второй ступени ГЕ-2 на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР: Отчет о НИР / ЭНИЦ ВНИИАЭС; Руководитель М.П. Гашенко.-№2.548.-Электрогорск, 2000.

64. Гашенко М.П, Басов А.В, Гашенко И.В. и др. Исследование влияния конструкции парогенераторов на теплогидравлические процессы в первом контуре стенда ИСБ-ВВЭР // Годовой отчет ЭНИЦ.- Электрогорск, ЭНИЦ,- 2003,-С.45-52.

65. M. Farvacque Users Manual of CATHARE 2 vl.3e, November, 1992, 3741. P

66. D.Bestion The physical closure laws in the CATHARE code, Nucl. Eng. & Design, 124 (1990), P. 229-245

67. Gashenko I.V, Shmal I.I. The problems of reproduction of the loss-of-coolant accidents of WER-1000 reactor on the ISB-WER integral test facility // International Youth Nuclear Congress 2004: Transactions.- Toronto, Canada, 9-14 May 2004,-P. 178.