автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя

На правах рукописи

ш

КУТЬИН Владислав Васильевич

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ ПРИ ПАССИВНОМ ОТВОДЕ ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛА ВВЭР-640 В АВАРИЯХ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Санкт-Петербург — 2003

Работа выполнена в ФГУП "Научно-исследовательский технологический институт им. А.П. Александрова" (НИТИ), г. Сосновый Бор.

Научный руководитель

— канд. техн. наук Мигров Юрий Андреевич

Официальные оппоненты:

— доктор техн. наук, проф. Федорович Евгений Данилович-,

— канд. техн. наук, с.н.с. Иванов Виктор Константинович.

Ведущее предприятие — ФГУП "Санкт-Петербургский научно-исследо-вателъский и проектно-конструкторский институт "Атомэнергопроект".

Защита состоится 7 октября 2003 г. в 16-00 часов на заседании диссертационного совета Д 212.229.04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу:

195251, Санкт-Петербург, ул. Политехническая, д. 29 в ауд. 411 ПГК.

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет".

Автореферат разослан" & " сентября 2003 г.

Отзыв на реферат в двух экземплярах, заверенный печатью учреждения, просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета. Факс: (812)5527684 E-mail: kg@kgl210.spb.edu

Ученый секретарь диссертационного совета

К.А. Григорьев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы. Современное развитие атомной энергетики требует дальнейшего повышения уровня ее безопасности. Один из основных путей реализации данного требования при создании АЭС нового поколения - широкое использование специальных систем безопасности, функционирование которых основано на пассивных принципах. Применительно к проекту АЭС с ВВЭР-640 в авариях с большими течами теплоносителя из 1-го контура предусматривается гравитационный пролив воды из баков САОЗ через реактор с заполнением околореакторного пространства (аварийного бассейна) теплоносителем. Последующее длительное расхолаживание реактора основано на принципе естественной циркуляции (ЕЦ) в контуре, сформированном в системе реактор-бассейн, и сопровождается сложными теплощдравлическими процессами в элементах оборудования, которые до настоящего времени слабо изучены.

Для обоснования безопасности новых энергоблоков необходимо иметь надежный математический инструментарий - расчетные коды, которые должны адекватно воспроизводить, в частности, тепло гидравлические процессы при пассивном отводе тепла реактора, характеризующиеся низкими параметрами теплоносителя (низкие давления и низкие массовые скорости) и значительными термической и механической неравновесностями двухфазного потока. Использование таких программных средств в расчетном анализе безопасности АЭС совместно с экспериментальными исследованиями на интегральных стендах позволит значительно повысить точность прогнозирования поведения объекта в аварийных режимах.

Цель работы. Целями диссертационной работы являются:

- экспериментальные исследования теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн на интегральных теплофизических стендах и последующий анализ результатов экспериментов;

- разработка математических моделей для расчета нестационарной теплощд-равлики в отдельных элементах оборудования контура аварийного расхолаживания ВВЭР-640 и их программная реализация;

- экспериментально-расчетные исследования процессов нестационарного теп-лопереноса в бассейнах в условиях стратифицированного течения теплоносителя;

- верификация расчетных кодов по результатам экспериментов при имитации режимов длительного пассивного расхолаживания ВВЭР-640 через бассейн на интегральных стендах;

- расчетное обоснование безопасности ВВЭР-640 на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн в запроектных авариях с потерей теплоносителя.

Научная новизна. В процессе выполнения работы автором получены следующие научные результаты:

- Экспериментально обнаружена низкочастотная теплогидравлическая неустойчивость контура ЕЦ при охлаждении реактора недогретым до температуры насыщения теплоносителем бассейна.

На основе анализа экспериментальных данных, полученных на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ, а также в результате расчетных исследований вскрыт механизм теплогидравлической неустойчивости и выявлены факторы, оказывающие стабилизирующее и дестабилизирующее влияние на ЕЦ в контуре расхолаживания.

- Разработана и экспериментально обоснована методика расчета нестационарного теплопереноса в бассейнах в условиях термической стратификации при произвольном расположении источников и стоков теплоносителя.

- На основе обобщения экспериментальных данных предложена зависимость интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной плавучей струи.

Практическая ценность.

- Результаты диссертационной работы реализованы в программном комплексе РАИчГАБ, прошедшем аттестацию в Г АН РФ в 1997 г. применительно к АЭС с ^ ВВЭР-640, и в расчетном коде улучшенной оценки КОРСАР, первая базовая

версия которого предъявлена к аттестация в ГАН РФ в 2001 г. применительно к АЭС с ВВЭР.

- Выполнен цикл расчетных анализов безопасности АЭС с ВВЭР-640 в части обоснования режимов пассивного отвода остаточного тепла реактора через бассейн.

Результаты расчетных анализов включены в предварительный отчет обоснования безопасности по проекту АЭС нового поколения с ВВЭР-640.

- Впервые показана принципиальная возможность надежного охлаждения а.з. при отводе остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн в запроектных авариях с потерей теплоносителя, когда вследствие дополнительных отказов оборудования не формируется контур аварийного расхолаживания и единственным каналом, связывающим реактор с бассейном, является разрыв трубопровода реакторной установки. С помощью РК КОРСАР определены предельные значения остаточной мощности реактора, при которых сохраняется затопленное состояние а.з. в рассматриваемых запроектных авариях.

Полученные в диссертационной работе методические результаты, а также непосредственно отверифицированный расчетный код КОРСАР могут быть использованы для обоснования безопасности других АЭС с ВВЭР (в частности, АЭС с ВВЭР-1000 с пассивными элементами безопасности).

Достоверность результатов и обоснованность выводов. Достоверность разработанных моделей, методик и зависимостей подтверждена эксперимен- '

тально и в процессе верификации программных комплексов РАЮЧАБ и КОРСАР.

Апробация работы. Результаты диссертации докладывались: на Первой Российской Национальной конференции по теплообмену - Москва, 1994; на международных конференциях: «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР»-Обнинск, 1998, ГСОКЕЭ - Ницца, Франция, 2001; на отраслевых конференциях "Проблемы теплообмена при тяжелых авариях и безопасность ВВЭР" - Обнинск, 1993, «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)» - Обнинск, 2001; на отраслевых семинарах по динамики ЯЭУ - Сосновый Бор, 1994 и 2000.

Публикации. Всего по теме диссертации опубликовано 10 работ. Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованных источников и двенадцати приложений. Работа представлена на 178 стр., в том числе: основного текста 139 стр., библиографии 5 стр. (55 наименований), 79 рисунков и 8 таблиц.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы, сформулированы цель и задачи диссертационной работы.

Первая глава диссертации состоит из двух частей. Первая часть представляет собой краткую характеристику основных физических принципов, лежащих в основе систем пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения, а вторая посвящена обзору выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием естественной циркуляции теплоносителя.

Использование пассивных систем безопасности, не требующих вмешательства эксплуатирующего персонала и функционирующих в условиях отсутствия подачи энергии извне, является принципиальным концептуальным моментом повышения уровня безопасности АЭС нового поколения.

Основными физическими принципами, лежащими в основе концепций разрабатываемых и проектируемых в настоящее время систем пассивного отвода тепла (СПОТ), являются следующие:

• гравитационная подача теплоносителя, используемого для непосредственного охлаждения элементов оборудования;

• естественная конвекция теплоносителя;

• фазовые переходы в теплоносителе (кипение или испарение жидкой фазы, пленочная конденсация пара и/или конденсация при прямом контакте фаз);

• энергия сжатого газа.

Продолжительность работы систем, действие которых основано на гравитационной подаче теплоносителя и энергии сжатого газа, зависит непосредственно от предварительно запасенного потенциала (массы или энергии). При использовании естественной конвекции теплоносителя и фазовых переходов в нем продолжительность эффективной работы пассивных систем (при условии организации надежного стока тепла к конечному поглотителю) практически не ограничена.

Естественная конвекция в системах отвода тепла реализуется в двух основных вариантах:

• естественная конвекция со свободной границей в большом объеме теплоносителя (например, на внешней поверхности теплообменника, погруженного в резервуар с водой или находящегося в воздушном пространстве);

• естественная конвекция в контуре, называемая естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ).

Реализация варианта со свободной границей требует лишь обеспечения на поверхности теплообмена необходимых граничных условий. Второй же вариант предполагает свое конструкционное воплощение в виде соответствующего кон-

тура естественной циркуляции, проектирование которого требует достаточно тщательной и глубокой проработки принимаемых технических решений.

В первой главе подробно рассмотрены принципиальные конструкции отдельных систем пассивного отвода остаточного тепла таких проектов «пассивных» АЭС, как АР600 (реактор типа PWR концерна Westinghouse Electric, США), ESBWR-1200 (европейская версия SBWR-670 от General Electric, США), SWR-1000 (Siemens), ВВЭР-640 (Россия).

Из представленного обзора следует, что большинство технических решений при создании СЛОТ используют в своей основе контура естественной циркуляции теплоносителя, которые можно разделить на два основных типа:

Первый - сток остаточного тепла из контура осуществляется через поверхность теплообменника: СПОТ активной зоны (АР600), аварийный конденсатор (SWR-1000), изолированный конденсатор (ESBWR-1200), СПОТ парогенераторов (ВВЭР-640).

Второй - остаточное тепло отводится непосредственно к включенному в состав контура большому объему теплоносителя со свободным уровнем: СПОТ гермооболочки (ВВЭР-640), контур аварийного расхолаживания через приямок или бассейн (АР600, ВВЭР-640).

Второй тип контура ЕЦТ, как правило, используется для продолжительного расхолаживания при авариях с потерей теплоносителя 1-го контура, когда в нижней части контейнмента, после завершения гравитационного пролива всех запасов теплоносителя, формируется бассейн и организуется возможность поступления теплоносителя в корпус реактора для обеспечения затопленного состояния активной зоны и естественной циркуляции через нее.

Несмотря на относительно короткий срок с момента начала работ над проектами «пассивных» АЭС, к настоящему времени уже выполнен достаточно большой объем экспериментальных исследований в обоснование конструкторских решений, закладываемых в эти проекты, результаты которых позволили выявить характерные особенности процессов:

• низкие параметры теплоносителя (низкие массовые скорости течения и низкое давление в системе);

• сложность конфигурации циркуляционных трасс и их разветвленность;

• наличие в составе контура элементов, обладающих большой тепловой инерцией, таких как бассейны, определяющие общий темп процессов в системе;

• наличие сжимаемого парогазового объема над уровнем теплоносителя (под крышкой реактора);

• отвод пара из реактора по длинным горизонтальным трубопроводам через гидрозатворы, возникающие в контурах ЕЦ.

Представленный в диссертации обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований демонстрирует большой интерес, проявляемый в различных странах к дальнейшему изучению процессов и явлений, возникающих в задачах отвода остаточного тепла реакторов, основанного на пассивных принципах.

На основании имеющихся данных, свидетельствующих о чрезвычайной сложности исследуемых процессов и отражающих многообразие конструктор-

ских решений, реализованных в проектах АЭС нового поколения с пассивными системами безопасности, сделаны следующие общие выводы:

1) Естественная циркуляция теплоносителя, в том или ином варианте технической реализации, в настоящее время является наиболее широко используемым принципом пассивного отвода остаточного тепла реактора в проектах АЭС нового поколения.

2) Обоснование безопасности пассивного отвода остаточного тепла реактора включает в себя необходимость решения следующих задач:

- обоснование гарантированного запуска и последующего надежного функционирования пассивной системы;

- подтверждение надежности охлаждения TBC активной зоны, т.е. обеспечение поступления охлаждающей жидкости в реактор и эвакуации генерируемой в нем паровой фазы при сохранении затопленного состояния активной зоны;

- обоснование эффективности теплопередачи при появлении и концентрировании неконденсирующихся газов в области теплообменных поверхностей пассивных систем.

3) Теплощдравлические процессы, реализующиеся в пассивных системах отвода остаточного тепла реактора, характеризуются:

- низкими движущими напорами и, как следствие, малыми скоростями циркуляции теплоносителя;

- температурной и кинематической неравновесностями двухфазного потока;

- вероятным возникновением теплогидравлической неустойчивости потока в контурах ЕЦ при разнообразных механизмах возбуждения колебательных режимов.

Все эти процессы до настоящего времени слабо изучены экспериментально, а расчетные коды, предназначенные для прогнозирования теплогидравлических характеристик реальных пассивных систем энергоблоков АЭС нового поколения, до сих пор в рассматриваемой области параметров не верифицированы. Все сказанное в равной степени относится к российскому проекту АЭС с ВВЭР-640, в котором реализованы принципиально новые технические решения по пассивному отводу остаточного тепла реактора к конечному поглотителю.

Во второй главе приведены результаты экспериментальных исследований, выполненных на интегральных теплофизических стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL и представлен детальный анализ полученных результатов.

Стенд ИСТ(ЕЦ) был спроектирован и сооружен под научным руководством НИТИ в НПО ЦКТИ в начале 90-х годов. На нем в течение 1993-96 г.г. был выполнен комплекс экспериментальных исследований по моделированию тепло-гидравлических процессов длительного расхолаживания реактора через бассейн. Интегральный стенд ИСТ(ЕЦ) представляет собой контур естественной циркуляции, структурно состоящий из трех сообщающихся сосудов (моделей реактора, топливного бассейна, аварийного бассейна), соединенных между собой трубопроводами согласно схеме отвода остаточного тепла ВВЭР-640 на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя. Компоновочная схема стенда представлена на рис. 1.

В течение 1999-2000 годов в рамках российско-финского сотрудничества в Лаппеенрантском технологическом университете были проведены аналогичные эксперименты на известном интегральном стенде РАСТЕЬ, который был соответствующим образом модернизирован. Модель реактора модернизации не подвергалась. Компоновочная схема модернизированного стенда РАСТЕЬ приведена на рис. 2.

Стенды ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ структурно идентичны (у них одинаковые состав и компоновка оборудования), однако они отличаются масштабным фактором и конст-

горячей нитки ГЦК; 8 - трубопровод горячей нитки РУ^Й отдельных элементов системы АБР; 9 - трубопровод холодной нитки оборудования, которые, как ГЦК; 10-трубопровод холодной нитки системы показано в диссертации, ока-АБР; И-переливнойтрубопровод системы АБР зывают влияние на исследуемые теплогидравлические процессы.

Методически эксперименты на обоих стендах представляли собой разогрев модели котура из изотермического состояния на ЕЦТ.

В экспериментах №1 и №2 (перечень экспериментов представлен в табл. 1) в зависимости от мощности теплоподвода, недогрева теплоносителя до температуры насыщения и гидравлического сопротивления горячих ниток циркуляционного котура было установлено существование трех различных режимов естественной циркуляции:

- «выпарной» режим с блокированием естественной циркуляции теплоносителя в контуре;

- колебательный режим естественной циркуляции с низкочастотными колебаниями основных теплогидравлических параметров контура;

- режим устойчивой естественной циркуляции.

При высоком значении мощности теплоподвода и значительном дросселировании горячих ниток контура (эксперимент № 1, см. табл. 1) реализуется «выпарной» режим отвода тепла, что соответствует предельному состоянию работы контура ЕЦ на спадающей ветви его статической характеристики (расход-мощность), когда с увеличением мощности теплоподвода рост гидравлического сопротивления тракта истечения пара превосходит увеличение движущего напо-

Рис. 1. Компоновочная схема стенда ИСТ (ЕЦ): 1 - сборка имитаторов твэл; 2 - верхняя камера смешения (ВКС); 3 - опускной участок; 4 - входной коллектор; 5 - модель топливного бассейна; 6 - модель аварийного бассейна; 7 - трубопровод

ра. При этом расход теплоносителя в контуре становится практически равным нулю (только компенсируется выпаривание).

Рис. 2. Компоновочная схема стенда РАСТЕЬ: 1 - аварийный бассейн; 2 - топливный бассейн; 3 - горячая нитка с разрывом; 4 - холодная нитка с разрывом; 5 - горячая нитка системы АБР; 6 - холодная нитка системы АБР; 7 - переливная труба; 8 - опускной участок; 9 - нижняя камера смешения; 10 - модель актирной зоны; 11 - верхняя камера смешения

При снижении гидравлического сопротивления горячих ниток циркуляционного контура (эксперимент № 2, см. табл. 1) на стенде ИСТ(ЕЦ) была получена другая картина естественно-конвективного отвода остаточного тепла. В этом эксперименте выход теплоносителя из ВКС был организован по двум трубопроводам (как в топливный, так и в аварийный бассейны) в соответствии со схемой длительного расхолаживания реактора в авариях с разрывом трубопровода горячей нитки ГЦК. Изменение контурного расхода представлено на рис. 3 (нижний график).

Таблица 1. Перечень основных экспериментов, проведенных на стенде ИСТ (ЕЦ)

№ Тип эксперимента ^тепл, кВт Начальная температура, ЬС Длительность эксперимента, час

1 Разрыв холодной нитки 35.8 21 2

2 Разрыв горячей нитки Зб.З 19 4

3 Разрыв горячей нитки, отказ перелив, трубы 36.7 22 1.5

4 Разрыв горячей нитки, отказ аварийного клапана холодной нипси 37.7 20 1

5 Разрыв горячей нитки, отказ баков САОЗ 36.8 18 2.5

3.0

0 2.0

I. *

Ч 1.0 о

-1.0

0 5000 10000 15000

Время (О)

Рис. 3. Массовый расход теплоносителя в контурах ЕЦ в сопоставительных экспериментах на стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ

Начальная стадия переходного процесса характеризуется устойчивой ЕЦ однофазного теплоносителя. При возникновении кипения в модели активной зоны режим ЕЦ в этом эксперименте принимает колебательный характер с большой амплитудой изменения всех измеряемых параметров. При этом частота колебаний, которая постепенно возрастает со временем, достаточно низкая (период колебаний ~ от 5,0 до 3,0 мин). После прогрева основного объема аварийного бассейна до значений температуры, близких к температуре насыщения, наблюдается устойчивый режим кипения теплоносителя в имитаторе активной зоны с постоянным отводом пара через выходные горизонтальные трубопроводы и с достаточно высоким расходом теплоносителя в контуре (т > 13000с, см. рис. 3).

В данной работе вскрыт механизм теплогидравлической неустойчивости, зафиксированной в контуре на стадии прогрева аварийного бассейна. В силу чрезвычайной сложности и взаимного влияния физических явлений в рассматриваемом механизме условно можно выделить два основных фактора, действующих одновременно.

Первый - недогрев теплоносителя в аварийном бассейне до температуры насыщения. Неоднородное поле температуры теплоносителя и взаимодействие паровой фазы с недогретой жидкостью оказывают дестабилизирующее влияние на теплогидравлические характеристики контура.

Второй - сепарация фаз в ВКС и жесткая взаимосвязь между расходом пара в выходных трубопроводах и положением физического уровня в ВКС, приводящие к изменению интенсивности эвакуации пара из реактора и поступления в него жидкости.

При кипении в имитаторе зоны пар выходит в замкнутый объем под крышкой реактора, накапливается в нем, повышая давление в паровом объеме ВКС. Уровень отдавливается ниже сечения горячих патрубков и открывает выход пару в бассейн. Уменьшение давления в ВКС и соответствующее увеличение расхода относительно холодного теплоносителя через имитатор зоны приводит к смыву в ней кипения. По мере выхода пара давление в ВКС (с учетом инерции контура) понижается настолько, что становится ниже давления в бассейнах. Это приводит к реверсу потока в выходных трубопроводах. Более холодная вода из бассейна начинает заливать ВКС. При этом процесс конденсации в ВКС усиливает эффект снижения давления. С момента наполнения моделей ВКС и активной зоны отно-10

одвофааная ЕЦ

устойчивый режим двухфвавов ЕЦ

РАСТЕЫЧт

1ГИСТ(ЁЦ)

колебательный режим В ЕЦ

; двухфазной £

—г-

сительно холодным теплоносителем начинается стадия их разогрева и цикл повторяется. Все вышеизложенное подтверждают изменения зарегистрированных в эксперименте параметров, фрагмент которых на стадии установившихся в контуре колебаний представлен на рис. 4.

В свете рассмотренного механизма неустойчивости становится понятной причина стабилизации ЕЦ в контуре при температурах теплоносителя в бассейнах, близких к температуре насыщения, так как в этом случае исчезает один из основных факторов неустойчивости - неоднородное поле температур в циркуляционном контуре.

Экспериментальные исследования показали, что рассмотренный выше характер ЕЦ в контуре стенда ИСТ(ЕЦ) сохраняется и при более низких уровнях мощности теплоподвода, включая режимы с имитацией пассивного отвода тепла реактора через бассейн в авариях с разрывом холодной нитки ГЦК. При этом лишь изменяются длительность выявленных стадий процесса разогрева циркуляционного контура, а также период колебаний параметров на стадии теплогид-равлической неустойчивости. Принципиальная зависимость характера естественной циркуляции в рассматриваемом контуре от недогрева теплоносителя требует тщательного изучения процесса аккумулирования тепла в бассейнах.

Как показывают кривые изменения температур по высоте аварийного бассейна (рис. 5), зарегистрированные в эксперименте № 2, в объеме теплоносителя существует устойчивая термическая стратификация. Температурный фронт, медленно перемещающийся сверху вниз, предопределяет значение температуры на входе в имитатор активной зоны и, соответственно, длительность существования теплогидравлической неустойчивости в контуре естественной циркуляции, что необходимо учитывать при математическом моделировании процессов пассивного отвода остаточного тепла реактора через бассейн.

В экспериментальных исследованиях на стенде ИСТ(ЕЦ) также продемонстрировано влияние дополнительных отказов оборудования на процесс аварийного расхолаживания реактора в специальной серии экспериментов (эксперименты № 3,4;5) в режимах имитации разрыва трубопровода горячей нитки ГЦК.

Эти эксперименты включали в себя имитацию отказа открытия клапана на переливной трубе (между бассейнами), отказа открытия клапана в трубопроводе блока разгерметизации реактора по холодной нитке и отказа в проливе двух баков САОЗ из четырех имеющихся, т.е. в условиях относительно низкого уровня теплоносителя в бассейнах.

Выполненный анализ экспериментальных данных показал, что в запроект-ных авариях дополнительные отказы одного или нескольких клапанов в системе пассивного расхолаживания реактора через бассейн могут привести в некоторых ситуациях к тяжелым последствиям, когда происходит постепенное осушение активной зоны, в то время как аварийный бассейн наполнен теплоносителем.

На установке РАСТЕЬ была реализована менее обширная, чем на стенде ИСТ(ЕЦ), программа экспериментальных исследований. Однако, важно отметить, что на стенде РАСТЕЬ был выполнен эксперимент, сопоставительный с экспериментальным режимом стенда ИСТ(ЕЦ), в котором в условиях недогрева теплоносителя была также получена общеконтурная неустойчивость ЕЦ (рис.3, верхняя кривая).

а)

б)

в)

г)

Д)

Г, °с

е)

ж)

1ОООО 10200 10400 1ОвОО 1ОвОО 11ООО Время (с)

Рис. 4. Изменение параметров в эксперименте № 2 на стенде ИСТ(ЕЦ): а) - паросодержание на выходе модели а.з.; б) - давление в модели ВКС (РПРН_11210); в) - расход теплоносителя через модель а.з. (НЭЕСЬ); г) - расход теплоносителя в переливном трубопроводе (РЪВЦ; д) -температура теплоносителя на входе (1) (ЧТС1) и выходе (2) (ТТСО) модели а.з.; е) - температура теплоносителя в аварийном трубопроводе горячей нитки (ТЕНЬ); ж) - весовые уровни в моделях ВКС, топливного и аварийного бассейнов

Различия в характере теп-логидравлических процессов установок PACTEL и ИСТ(ЕЦ) являются следствием отличий в конструкции их элементов оборудования. Доминирующее влияние на динамику рассматриваемого контура ЕЦ, как показали численные эксперименты, оказывает гидравлическое сопротивление выходных тру-

0 ПО ПО Ш 10000 12300 15000 бопроводов. Чем больше сум-

Bp™*w марный коэффициент гидрав-

Рис. 5. Изменение во времени температур по высоте лического сопротивления вы-модели аварийного бассейна стенда ИСТ(ЕЦ) ходных трубопроводов, тем

выше амплитуда колебаний параметров в области теплогидравлической неустойчивости рассматриваемого контура естественной циркуляции. Поскольку на стенде ИСТ(ЕЦ) этот коэффициент гидравлического сопротивления более чем на порядок выше, чем на стенде PACTEL, то прежде всего именно это обстоятельство является причиной того, что на стенде ИСТ(ЕЦ) наблюдался реверс потока на отдельных участках контура на стадии теплогидравлической неустойчивости. В свою очередь, при реверсе потока теплоносителя в выходных трубопроводах и в ВКС становятся возможными конденсационные явления, которые приводят к существенному изменению динамики поля давления и характера теплогидравлической неустойчивости в контуре этого стенда.

На стенде ИСТ(ЕЦ) существуют еще два взаимосвязанных и обусловленных особенностями конструкции фактора, которые оказывают дестабилизирующее влияние на естественную циркуляцию теплоносителя.

Во-первых, реализованное на стенде ИСТ(ЕЦ) соотношение длин обогреваемого (имитатор активной зоны) и необогреваемого (ВКС) участков обеспечивает большую амплитуду изменения движущего напора ЕЦ, чем на стенде PACTEL при прочих равных условиях.

Во-вторых, верхняя камера смешения стенда ИСТ(ЕЦ), имеющая значительную высоту, является аккумулятором энергии, которая высвобождается на отдельных отрезках времени колебательного процесса в виде сгенерированного пара, усиливая таким образом динамику давления и уровня теплоносителя в модели реактора.

В отличие от модели а.з. стенда ИСТ(ЕЦ), представленной одной сборкой, модель а.з. стенда PACTEL состоит из трех параллельных секций с независимым обогревом. Это отличие конструкции позволило изучить влияние пространственных процессов в активной зоне на характер естественной циркуляции в контуре аварийного расхолаживания. На стенде PACTEL были выполнены два эксперимента, отличающиеся лишь радиальным профилем тепловыделения в имитаторе активной зоны. В первом • суммарная мощность была равномерно распределена между тремя секциями TBC, а во втором - обогрев одной из секций

был отключен с сохранением суммарной мощности на двух других. Как видно из рис. 6, на котором представлены экспериментальные кривые изменения расхода теплоносителя в контуре для двух вариантов теплоподвода, неравномерность

а) б)

Рис. б. Изменение общеконтурного расхода теплоносителя на стенде РАСТЕЬ в экспериментах с равномерным (а) и неравномерным (б) энерговыделением в модели а.з.

обогрева является фактором, стабилизирующим ЕЦ в рассматриваемом контуре пассивного отвода остаточного тепла реактора. Рециркуляция теплоносителя, возникающая в имитаторе активной зоны при наличии необогреваемой секции TBC, приводит к снижению колебаний входной температуры, движущего напора и, соответственно, к стабилизации естественной циркуляции на стадии отвода тепла недогретым до температуры насыщения теплоносителем.

В третьей главе подробно изложены разработанные автором методики математического моделирования процессов нестационарной теплогидравлики в отдельных элементах контура аварийного расхолаживания:

• нестационарный теплоперенос в объеме аварийного бассейна;

• динамита теплогидравлических процессов в верхней камере смешения.

На их основе созданы программные модули, реализованные в составе комплексных расчетных кодов PAHNAS и КОРСАР.

Разработанная автором диссертации одномерная методика нестационарного теплопереноса в большом объеме жидкости с произвольным расположением источников и стоков теплоносителя основана на анализе результатов экспериментальных исследований на модельных стендах. Основные экспериментальные факты, подтверждающие правомерность одномерного описания, заключаются в следующем:

• во всем исследованном диапазоне чисел Фруда для затопленной плавучей струи (Fr = 0,05+10) и при различном взаимном расположении источника и стока теплоноситель в основном объеме бассейна устойчиво стратифицирован;

• гидродинамические и тепловые возмущения, вносимые вводом и выводом теплоносителя, локализованы областью факела струи, в которой преобладает механизм турбулентного переноса;

• в областях бассейна, расположенных выше сечения ввода струи, скорость вертикального перемещения температурного фронта (вне струи) выше скорости циркуляции.

Последнее обстоятельство обусловлено возникновением вторичных течений из-за вовлечения более холодного теплоносителя из бассейна в факел вынужденной плавучей струи. Приращение расхода жидкости по высоте струи описывается следующей зависимостью:

Рис. 7. Схема теплопереноса в объеме бассейна

+а г,

(О

где ст - расход (интенсивность) вовлечения на единицу длины, кг/(с-м), а координата 7 = 0- сечение ввода теплоносителя.

В соответствии с выявленным экспериментально механизмом теплопереноса методика одномерного расчета бассейна включает в себя описание 4-х характерных зон (рис.7).

1) Зона затопленной неизотермической струи (область 1): уравнение неразрывности:

сЮ

6а.

уравнение энергии:

5т и бг р,?^)

5'Ь

(2)

(3)

где ¡1, ^^(г), р! - энтальпия, скорость движения и плотность жидкости, соответственно; Р](г) - площадь поперечного сечения струи; 12 - энтальпия окружающего струю теплоносителя (область 2); т - время.

2) Зоны основного объема бассейна (области 2...4). Для расчета теплопереноса в этих зонах используется следующее уравнение энергии:

дг ^ср^

1 = 2*4

Эт ' ' дг \.ср): дх* а уравнение неразрывности может быть записано в виде:

(4)

-0,(2)+р2РБ(2)—-!-

сМ)

, при Н2 <г<Н! (зона2);

, при Н3 < х < Н2 (зона 3);

О

, приО<г<Н3 (зона4).

где с, к - удельная теплоемкость и коэффициент теплопроводности жидкости, соответственно; РБ(г) - площадь проходного сечения бассейна. Граничные и начальные условия:

Непрерывность значений температуры на границе зон теплопереноса:

ния процессов при произвольном взаимном положении источников и стоков. Вертикальные размеры каждой из зон при этом могут варьироваться в широких пределах: от охвата всего бассейна до полного их вырождения. Численное решение полученной системы уравнений (за исключением уравнений энергии (4) для областей 2...4) осуществляется методом Рунге-Кутта 4-го порядка с автоматическим выбором шага интегрирования по времени.

При пространственной дискретизации объема теплоносителя по высоте бассейна использован метод контрольных объемов с аппроксимацией конвективных членов по схеме против потока. Конечно-разностная аппроксимация уравнения энергии для областей 2...4 выполнена по полностью неявной схеме. Численное решение полученной системы уравнений осуществляется методом прогонки.

Для замыкания системы уравнений необходимы данные по интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной струи - а ([ст] = кг/с м). Учитывая, что в литературе отсутствуют надежные рекомендации по расчету интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной плавучей струи, втекающей в объем устойчиво стратифицированной жидкости при рассматриваемых особенностях течения, для ее определения были выполнены специальные эксперименты на локальном теплофизическом стенде «Бассейн», сооруженном в НИТИ (рис.8).

Для обобщения полученных экспериментальных данных по интенсивности вовлечения теплоносителя был предложен следующий безразмерный комплекс:

где с^ — диаметр трубы ввода, м; - расход в сечении ввода, кг/с.

Полученные методом решения обратной задачи экспериментальные данные аппроксимированы зависимостью, представленной на рис. 9:

К3 =0,75-РГ0-25, где

Бг = ■

(8)

На рис.10, в качестве иллюстрации, приведено сравнение с экспериментом изменения температур в бассейне для двух вариантов расчета, в одном из которых используется предложенная автором эмпирическая зависимость для интенсивности вовлечения (8), а во втором -эффектом вовлечения пренебре-гается. Как видно из представленных результатов, неучет эффекта вовлечения существенно замедляет (по сравнению с экспериментом) скорость опускного движения температурного фронта в основном объеме бассейна.

Для обоснования приближенной методики расчета стратифицированного течения теплоносителя в бассейне и верификации построенного на ее основе расчетного блока на стенде «Бассейн» была проведена специальная серия тестовых экспериментов. Представленное в диссертации сопоставление экспериментальных (специальная серия тестовых экспериментов) и расчетных кривых изменения температур по высоте бассейна, демонстрирует их хорошее совпадение.

Математическая модель верхней смесительной камеры в рассматриваемом типе задач представлена двумя расчетными областями (рис.11). Нижняя область I, заполненная жидкостью с барботирующим через нее паром, имеет свободный уровень, высотное положение которого изменяется во времени. Верхняя область П занята паром. К сосуду, в общем случае, может быть подключено несколько каналов в различных точках по его высоте, в том числе и ко дну сосуда снизу (поток входящий в ВКС из а.з. реактора).

Методика расчета параметров в смесительной камере базируется на известных моделях компенсаторов объема с учетом следующих основных допущений: 1) Теплогидравлические процессы в областях I и П моделируются в сосредоточенных параметрах.

Рис. 8. Технологическая схема теплофизического

стенда «Бассейн»: 1 - модель аварийного бассейна; 2 - труба для ввода воды; 3 - выходная труба; 4, 8,12 - вентили; 5 - магистраль заполнения и слива, 6 - теплообменник; 7 - насос; 9 - расходомер; 10 - участок теп-лоподвода; 11 - буферная емкость

10

—. зависимость (8) Рис. 9. Зависимость критерия вовлечения от числа Фруда

2) Предполагается отсутствие захвата пара жидкостью в горизонтальный трубопровод, когда уровень теплоносителя выше верхней образующей горячих патрубков.

Верификация методики расчета динамических процессов в ВКС, программно реализованной в составе расчетных кодов PARNAS и КОРСАР, выполнена на основе сопоставления с экспериментальными данными, полученными на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL.

В качестве тестовой рассмотрена также задача выпаривания воды из емкости при размещении в ней нагревателя конечной длины, расположенного вертикально. Получено хорошее совпадение расчетных параметров с точным аналитическим решением.

Программные модули, разработанные- автором на основе предложенных выше методик расчета, включены в состав двух программных комплексов:

PARNAS и КОРСАР.

В четвертой главе представлены основные результаты верификации РК КОРСАР в области моделирования длительного пассивного отвода остаточного тепла реактора.

В настоящее время можно считать общепризнанным, что реальным инструментом для прогнозирования характеристик натурного объекта в различных аварийных режимах являются компьютерные расчетные коды и, в первую очередь, так называемые коды улучшенной оценки («best estimate»), а экспериментальные исследования на модельных установках предназначены для их верификации.

Как показано в первой главе, особенностью теплогидравлических процессов, реализующихся в пассивных системах безопасности АЭС, является склонность к неустойчивости структуры двухфазного потока. Поэтому убедительным доказательством способности РК КОРСАР адекватно воспроизводить физические процессы и явления при низких параметрах теплоносителя является его способность моделировать сложные колебательные процессы общеконтурной

30 во

-эксперимент

---расчет Ко^О.75Ят-025

***** расчет Кд^О

Рис. 10. Иллюстрация влияния эффекта

вовлечения на процесс теплопередачи

в объеме бассейна

120

С.2

® га1 |

1| |Г-

неустойчивости ЕЦТ, при которой целый ряд отдельных локальных процессов и явлений выражен через интегральные параметры, такие как расход теплоносителя в контуре и распределение температур по тракту циркуляционного контура, регистрируемые в экспериментах достаточно надежно и достоверно.

В рамках данной диссертационной работы, для сопоставления выбраны наиболее важные с точки зрения воспроизведения тепло-гидравлических процессов при длительном пассивном отводе остаточного тепла реактора эксперименты, выполненные на стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ.

Расчетные нодализационные схемы контуров ЕЦ обоих стендов составлены из типовых элементов расчетного кода КОРСАР, в котором реализована двухжидкостная модель нестационарной контурной тепло-гидравлики. Элементы оборудования, процессы теплопереноса в которых существенно отличаются от внутриконтурных - верхняя смесительная камера и бассейны - в расчетной модели представлены специализированными программными модулями, разработанными автором диссертации.

Как свидетельствуют результаты верификации, РК КОРСАР достаточно адекватно описывает характерные для экспериментальных режимов с неустойчивостью ЕЦ (например, в эксперименте № 2 на стенде ИСТ(ЕЦ)) явления. При этом в расчете, также как и в эксперименте, воспроизведены все характерные стадии в развитии естественной циркуляции теплоносителя в контуре. На рис. 12, в качестве примера, представлено сопоставление экспериментально измеренного изменения во времени расхода в контуре с результатами расчета, свидетельствующее о качественном и даже количественном согласовании с экспериментом.

Рис. 11. Расчетная схема паро-водяного сосуда

Рис. 12. Расход теплоносителя на входе в модель активной зоны (эксперимент № 2 на стенде ИСТ(ЕЦ))

В постгестовом расчете экспериментальных режимов на модернизированном стенде РАСТЕЬ также воспроизводятся все характерные стадии процесса. Достаточно адекватно воспроизведено изменение расхода теплоносителя при разогреве контура на естественной циркуляции (рис. 13 а) и предсказано время начала кипения теплоносителя в модели активной зоны.

Следует также отметить, что распределение температур по высоте бассейна и по длине циркуляционного контура в течение всего процесса расчетным кодом пропнозируется достаточно точно.

Особенно следует отметить тот факт, что в расчете по коду КОРСАР, в полном соответствии с экспериментом, воспроизведено демпфирующее воздействие рециркуляции теплоносителя в модели активной зоны на развитие общеконтурной неустойчивости (рис. 136).

а) б)

Рис. 13. Сопоставление расчета и эксперимента для экспериментальных режимов с равномерным (а) и неравномерным (б) энерговыделением в модели а з. стенда РАСТЕЬ

Адекватное воспроизведение кодом КОРСАР теплогидравлики контура ЕЦ зафиксирован™ также в «выпарных» экспериментальных режимах, характеризующихся блокированием общекошурной циркуляции вследствие значительного дросселирования потока в выходной части контура (рис. 14а). Основное отличие расчета и эксперимента в рассматриваемых режимах состоит в том, что в расчете получены более регулярные колебания контролируемых параметров, чем это наблюдалось в эксперименте, где изменения параметров имели преимущественно стохастический характер. Следует отметить, что в рассматриваемых режимах основной объем аварийного бассейна практически не прогревается (что хорошо воспроизведено в расчете, рис. 146), и бассейн в данном случае не выполняет своей основной роли по аккумулированию тепла при расхолаживании реактора.

Таким образом, на основе экспериментов, пррведенных на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ, выполнена верификация расчетного кода нового поколения КОРСАР. При этом показано адекватное воспроизведение кодом КОРСАР доминирующих в рассматриваемых экспериментальных режимах следующих физических явлений:

- термическая и механическая неравновесности двухфазного потока в контуре естественной циркуляции;

- сепарация фаз теплоносителя в модели реактора и ее влияние на процесс эвакуации паровой фазы;

— теплогидравлическое взаимодействие параллельных каналов в модели а.з. и его влияние на общеконтурную циркуляцию теплоносителя;

- реверс потока и возникновение противоточного течения воды и пара в горизонтальных трубопроводах;

— стратификационные явления в бассейнах аварийного расхолаживания.

Эксперте ет!

б - - тстцв» 4 — — ят^лм 3 Ш9Я_7Ш 2 — Т*ВРН.ТИО 1 ■ I трк.«ио

- «пйшаМ^ВШВВНШ нниявяд.... ' 1 ' ' ■ ' 1

Расчет :

—■—,—,—.—|—,— 1 —■—■—1—■—1 1—.—■ ■ ■ |

Время (с) Время (с)

а) б)

Рис. 14. Сопоставление расчетных и экспериментальных значений расхода теплоносителя на входе в модель активной зоны (а) и распределения температур по высоте аварийного бассейна (б) в «выпарном» режиме (эксперимент № 1 на стенде ИСТ(ЕЦ))

В петой, заключительной главе диссертации, представлены результаты расчетных исследований по обоснованию безопасных условий в развитии запро-ектных аварий на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн применительно к РУ ВВЭР-640 с использованием РК КОРСАР.

В запроектных авариях при дополнительных отказах оборудования (например, при отсутствии стока тепла через ПГ и отказе клапанов арматурного блока разгерметизации) возможна ситуация, когда предусмотренный контур естественной циркуляции не формируется и единственным каналом выхода энергии из реактора и поступления в него теплоносителя из бассейна является разрыв аварийного трубопровода. В этой запроекгаой аварии при выпаривании воды из реактора может наступить плавление активной зоны. Поэтому чрезвычайно важно определить те предельные уровни мощности, ниже которых сохраняется затопленное состояние а.з. и обеспечивается ее надежное охлаждение.

В диссертации представлена аналитическая оценка предельного значения отводимой мощности на основе критерия Кутателадзе, характеризующего устойчивость двухфазной структуры, и известного соотношения Уоллиса. При этом показано, что для оценки предельных значений расходов противоточного движения фаз в горизонтальных трубах большого диаметра можно воспользо-

21

ватъся следующим известным соотношением:

К°/+К°Ж5=К%5, (9)

где Кп, Кж - критерий Кутателадзе для паровой и жидкой фазы, соответственно, выраженные через мощность остаточного тепловыделения <3 ал.:

Ед 4Удал , Кж _ 4^3, ,

то12г^рп(рж -рп)Л ' Ж УРж т!2г^рп(рж-рп)Л '

*Р - доля пара, выходящего через аварийный трубопровод; § - ускорение свободного падения, м/с2;рж, рп- плотность жидкой и паровой фаз, соответственно, кг/ м3;л = I ст постоянная капиллярно-гравитационного взаимо-и(рж -Рп)

действия; сг - коэффициент поверхностного натяжения жидкости; Н/м; г - удельная теплота парообразования, Дж/кг;

3/2

Кф = К^'2 = Аг»где Аг» = - модифицированный критерий

Иж%/в(Рж - Рп)

Архимеда.

Согласно соотношению (9) в самом консервативном случае, когда весь пар 0?=1) выходит через аварийный трубопровод горячей нитки, предельное значение отводимой мощности, при котором сохраняется затопленное состояние а.з., составляет примерно 0.6% от номинальной мощности ВВЭР-640 при атмосферном давлении, и увеличивается почти в два раза при предельном проектном давлении в коотейнменте (0.5 МПа).

Расчеты процессов отвода остаточного тепла реактора с использованием кода КОРСАР осуществлялись в консервативной постановке, т.е. не учитывался сток тепла через паргенераторы. При этом давление в контейнменте рассматривалось как параметр решаемой задачи и задавалось как граничное условие. Рассмотрен «гильотинный» двухсторонний разрыв трубопровода (Ду = 620 мм) как горячей, так и холодной ниток ГЦК. Отвод остаточного тепла моделировался с учетом всех 4-х петель, тем самым проиллюстрирована роль работоспособных петель в процессе расхолаживания а.з.

При разрыве горячей нитки пар, генерируемый в а.з., может эвакуироваться из реактора двумя путями (рис.15а). Первый - по горизонтальному трубопроводу аварийной горячей нитки (3) через сечение разрыва под уровень теплоносителя в аварийный бассейн, а жидкость при этом в режиме противотока - из аварийного бассейна в реактор. Второй путь - через работоспособные петли (5), холодный трубопровод и парогенератор аварийной петли (6), выходя в бассейн через сечение разрыва со стороны ПГ. Жидкость данным путем не может поступать в реактор, поскольку ПГ расположен более чем на 3 метра выше сечения разрыва и выше уровня теплоносителя в аварийном бассейне. Поэтому данный путь только увеличивает возможность эвакуации пара. Таким образом, горизонтальный участок аварийного трубопровода, от ВКС до сечения разрыва, является единственным путем для поступления воды в корпус реактора. При этом может установиться равновесие, когда масса уходящего пара будет компенсироваться поступающей в реактор жидкостью. Хотя данный процесс носит неустойчивый, 22

т~

&1 аг оз 04 а;

Давление в контейнменте, МПа

а) б)

Рис. 15. Схема охлаждения реактора ВВЭР-640 при двухстороннем разрыве трубопровода горячей нитки ЩК и отказе всех клапанов АБР (а) и зависимость предельной отводимой мощности реактора от давления в контейнменте (б) для данной аварии: 1 - активная зона; 2 - верхняя камера смешения (ВКС); 3 - аварийный трубопровод;

4 - бассейн; 5 - работоспособные петли; б - трубчатка парогенератора

колебательный характер, состояние затопленной а.з., как показали результаты расчетов, может в этом случае сохраняться сколь угодно долго. Однако, при определенном соотношении параметров в горизонтальном трубопроводе может возникнуть явление захлебывания, когда поступление жидкости в трубопровод из бассейна становится невозможным. В этом случае уровень теплоносителя в ВКС, вследствие его выпаривания, начинает снижаться и со временем может достигнуть верхнего среза активной зоны.

Т • Рчи; |ри ипврси првивиинт бгеармк» I 0 Р*«т, гфн торсы «ожскм прспдепж |Ркчяямгумш (КОРСАР) • «««• ЗоияммпД суну-0.6

1 1 ■ ' ■ ■ ' ' ' 1

Давление в конгсйнмеиге, МПа

б)

Рис. 16. Схема охлаждения реактора ВВЭР-640 при двухстороннем разрыве трубопровода холодной нитки Г*ЦК и отказе всех клапанов АБР (а) и зависимость предельной отводимой мощности реактора от давления в контейнменте (б) для данной аварии

На рис. 156 представлены конечные результаты серии расчетных исследований по определению предельной отводимой мощности реактора в зависимости

от величины давления в контейнменте. На этом же графике представлена аналитическая оценка предельного значения мощности для данного диапазона давления, рассчитанная по уравнению (9) при ц/ = 0,6,

При разрыве холодной нитки ЩК гидравлическая схема охлаждения активной зоны реактора изменяется (рис. 16а). Как видно из рисунка, блокировать поступление жидкости в корпус реактора может только пар, выходящий через работоспособные петли.

На рис. 166 представлены конечные результаты серии расчетных исследований по определению предельной отводимой мощности реактора в зависимости от величины давления в контейнменте. На этом же графике представлена аналитическая оценка предельного значения мощности для данного диапазона давления.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ

В представленной диссертации обобщены результаты работ, выполненных автором в течение последних 11 лет в процессе обоснования безопасности АЭС нового поколения с пассивными системами отвода остаточного тепла реактора. Основными из полученных результатов являются:

1) Экспериментальными исследованиями на установках ИСТ(ЕЦ) и PACTEL установлены следующие характерные режимы естественной циркуляции в контуре аварийного расхолаживания реактора через бассейн:

- «выпарной» режим с блокированием общеконтурной циркуляции теплоносителя, реализующийся при высоких уровнях остаточного тепловыделения и значительном дросселировании потока в выходных трубопроводах;

- режим низкочастотной теплогидравлической неустойчивости контура естественной циркуляции, реализующийся в условиях недогретого до температуры насыщения теплоносителя в аварийном бассейне;

- режим устойчивой естественной циркуляции в контуре расхолаживания в условиях насыщенного теплоносителя в аварийном бассейне.

2) Экспериментально (на моделях) обнаружена теплогндравлическая неустойчивость контура естественной циркуляции при охлаждении реактора недогре-тым до температуры насыщения теплоносителем бассейна.

На основе анализа экспериментальных данных вскрыт механизм неустойчивости и выявлены факторы, оказывающие стабилизирующее и дестабилизирующее влияние на характер ЕЦ в контуре расхолаживания реактора. В частности, показано, что рециркуляция в активной зоне, возникающая вследствие особенностей конструкции и неравномерности энерговыделения в TBC, является стабилизирующим общеконтурную циркуляцию фактором.

3) Разработана оригинальная методика моделирования нестационарного тепло-переноса в бассейнах в условиях термической стратификации при произвольном расположении источников и стоков теплоносителя.

На основе выполненных экспериментальных исследований предложена обобщенная зависимость интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной плавучей струи.

4) Разработана методика моделирования теплогидравлических процессов в верхней камере смешения реактора в условиях сепарации фаз теплоносителя.

5) На основе предложенных методик расчета разработаны программные модули, адаптированные в состав программных комплексов PARNAS и КОРСАР.

6) На основе экспериментов, проведенных на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL, выполнена верификация расчетного кода нового поколения КОРСАР в области моделирования пассивного отвода остаточного тепла реактора.

Показано адекватное воспроизведение кодом КОРСАР доминирующих в рассматриваемых экспериментальных режимах физических явлений:

- термическая и механическая неравновесности двухфазного потока в контуре естественной циркуляции;

- сепарация фаз теплоносителя в модели реактора и ее влияние на процесс эвакуации паровой фазы;

- теплогидравлическое взаимодействие параллельных каналов в модели а.з. и его влияние на общеконтурную циркуляцию теплоносителя;

- реверс потока и возникновение противоточного течения воды и пара в горизонтальных трубопроводах;

- стратификационные явления в бассейнах аварийного расхолаживания.

7) Впервые показана принципиальная возможность надежного охлаждения а.з. при отводе остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн в запроектных авариях с потерей теплоносителя, когда вследствие дополнительных отказов оборудования не формируется контур аварийного расхолаживания и единственным каналом, связывающим реактор с бассейном, является разрыв трубопровода реакторной установки.

С помощью PK КОРСАР определены предельные значения остаточной мощности реактора, при которых гарантированно сохраняется затопленное состояние а.з. в рассматриваемых запроектных авариях.

Полученные результаты имеют принципиальное значение, так как уменьшают перечень запроектных аварий, сопровождающихся переходом в тяжелую стадию с плавлением TBC активной зоны.

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах:

1. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. Одномерная модель стратифицированного течения в больших объемах жидкости с произвольным расположением источника и стока // Тр. Первой Рос. нац. конф. по теплообмену. М.: Изд-во МЭИ. 1994. Т.2, С. 72-77.

2. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. Расчетно-экспериментальные исследования процессов отвода остаточного тепла реактора АЭС НП-640 при его расхолаживании через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура // Тезисы докл. сем. по динамике ЯЭУ "Динамика энергоблоков нового поколения" Сосновый Бор -1994, С. 24-27.

3. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. Опыт создания и верификация программы PARNAS по расчету процессов расхолаживания ВВЭР-640 через бассейн в авариях с потерей теплоносителя 1-го контура // Процессы теплообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640: Сб. трудов. С.-Петербург, 1997, С. 23-34.

4. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. Особенности теплогидравлических процессов в контуре аварийного расхолаживания реактора ВВЭР-640 через бассейн на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя I контура. // Труды меж-

25

дународной конференции «Теплофизика-98» «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», 26-29 мая 1998, Обнинск, С. 248-256

5. Мигров Ю.А., Волкова С Н, Кугьин В.В. и др. Аварийное расхолаживание ВВЭВ-640 через бассейн на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя I контура // Теплоэнергетика №3. 1999,-С. 28-32.

6. Мигров Ю А, Волкова С.Н, Кутьин В В. и др. Аннотация программы PARNAS // Вопросы атомной науки и техники серия: Физика ядерных реакторов, 1999, выпуск 1, С. 97- 99.

7. Мигров Ю.А, Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. Верификация РК КОРСАР на интегральных теплогидравлических стендах и на АЭС с ВВЭР-1000 // Тезисы докладов отраслевой конференции «Теплофизика 2001» «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов», 29-31 мая 2001, Обнинск, С. 137-139.

8. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В В. и др. Расчетно-экспериментальные исследования процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн на стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL // Тез. докл. отраслевой конф. «Теплофизика 2001» «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов», 29-31 мая 2001, Обнинск, С. 7778.

9. Migrov Yu.A., Yudov Yu.V., Kutyin V.V. and et. al. KORSAR: A new generation computer code for numerically modeling dynamic behavior of nuclear power installation // ICONE-9, Nice, France, April 8-12 2001. Rep № 545

10. Мигров Ю.А., Волкова С.Н, Кутьин В.В. и др. Моделирование тегогофизических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭВ-640 в проектных авариях с разгерметизацией I контура Н Теплоэнергетика. № 12. 2002,- С. 49-54.

Лицензия ЛР № 020593 от 7.08.97 Налоговая льгота — Общероссийский классификатор продукции ОК 005-93, т. 2; 953004 — научная и производственная литература

Подписано в печать А4- ОН. ¿ЮОЗ. Объем в п.л. 1,75 Тираж 100 экз._Заказ №

Отпечатано с готового оригинал-макета, предоставленного автором, в типографии Издательства СПбГПУ 195251, Санкт-Петербург, Политехническая ул., 29.

Отпечатано на ризографе £N-2000 РР Поставщик оборудования — фирма "Р-ПРИНТ" Телефон: (812) 110-65-09 Факс: (812) 315-23-04

13^2 3

Ооо^Д

Введение.

1 Естественная циркуляция как пассивный принцип отвода остаточного тепла и его реализация в проектных решениях АЭС нового поколения.

1.1 Краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения.

1.2 Обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ.

Современное развитие атомной энергетики требует дальнейшего повышения уровня ее безопасности. Один из основных путей реализации данного требования при создании АЭС нового поколения - широкое использование специальных систем безопасности, функционирование которых основано на пассивных принципах (без подвода энергии извне и вмешательства персонала).

Среди предлагаемых проектных решений наиболее используемыми в концепциях систем отвода остаточного тепла реактора являются следующие принципы: гравитационная подача теплоносителя, применяемая, как правило, на начальной стадии аварий с потерей теплоносителя, и естественная конвекция теплоносителя, - основной принцип отвода тепла на стадии длительного расхолаживания.

С целью сокращения времени до начала пролива запаса воды под действием гравитации, имеющего низкий порог давления срабатывания, необходима принудительная разгерметизация первого контура, т.е. создание искусственно большой течи. Это является концептуальным моментом проектного решения. При последующем процессе длительного расхолаживания работа систем пассивного отвода тепла, основанных на принципе естественной конвекции, происходит уже при низких параметрах теплоносителя - низкие давления и низкие массовые скорости циркуляции. Эти процессы до настоящего времени слабо изучены экспериментально, а расчетные коды, предназначенные для прогнозирования теплогидравлических характеристик реальных пассивных систем энергоблоков АЭС нового поколения, до сих пор в рассматриваемой области параметров не верифицированы. Все сказанное в равной степени относится к российскому проекту АЭС с ВВЭР-640, в котором реализованы принципиально новые решения по пассивному отводу остаточного тепла реактора к конечному поглотителю - атмосфере.

Для обоснования безопасности новых энергоблоков необходимо иметь надежный математический инструмент - расчетный код улучшенной оценки, который должен адекватно воспроизводить, в частности, теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла реактора, характеризующиеся низкими параметрами теплоносителя и значительной термической и механической неравновесностью двухфазного потока. Использование такого кода в расчетном анализе безопасности АЭС нового поколения совместно с экспериментальными исследованиями на интегральных стендах позволит значительно повысить точность прогнозирования поведения объекта в аварийных ситуациях.

Целью данной диссертационной работы является изучение особенностей теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя и разработка программных средств для математического моделирования этих процессов с целью обоснования проектных решений в аспекте безопасности АЭС.

В первой, обзорной главе представлена краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения, там же представлен обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием естественной циркуляции теплоносителя.

Вторая глава посвящена детальному анализу результатов экспериментальных исследований на теплогидравлических стендах ИСТ(ЕЦ) (Россия) и РАСТЕЬ (Финляндия) процессов длительного расхолаживания ВВЭР-640 через бассейн в авариях с потерей теплоносителя.

В третьей главе изложены методики математического моделирования процессов в отдельных элементах оборудования, разработанные автором в процессе выполнения диссертационной работы, которые реализованы в программных комплексах РАШ^АБ и КОРСАР.

В четвертой главе представлены результаты верификации кода КОРСАР применительно к области функционирования пассивных систем отвода остаточного тепла реактора на основе интегральных экспериментов, выполненных на стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ, в том числе и по результатам «сопоставительных» экспериментов, т.е. проведенных по идентичному сценарию на структурно подобных, но разномасштабных экспериментальных стендах.

В заключительной, пятой главе приведены результаты расчетно-теоретического анализа процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн при запроектных авариях с потерей теплоносителя.

Автор выражает глубокую признательность кандидату технических наук Волковой С.Н. за активное содействие и постоянное внимание к работе, кандидату технических наук Ефимову В.К. и инженеру Вербицкому Ю.Г. за сотрудничество и ценные советы при подготовке настоящей работы. Автор также благодарен всем своим коллегам по работе в НИТИ за сотрудничество на разных этапах работ.

5.5 Основные выводы

1. Показана принципиальная возможность надежного охлаждения активной зоны на бассейновой стадии расхолаживания реактора при запроектных авариях в условиях поступления воды в реактор и выхода пара из него через единственный горизонтальный трубопровод аварийной петли ГЦК.

2. Выполнена аналитическая оценка предельных значений мощности реактора при отводе пара, генерируемого в а.з., по горизонтальному трубопроводу в режиме противоточного течения в зависимости от давления в контейнменте.

3. С помощью РК КОРСАР выполнен численный прогноз предельных значений остаточной мощности реактора, при которых реализуется противоточное течение фаз в аварийном трубопроводе, и сохраняется затопленное состояние активной зоны, как для аварий с разрывом горячей нитки ГЦК, так и для аварий с разрывом холодной нитки.

4. Для рассматриваемых условий минимальное предельное значение мощности соответствует разрыву ГТ при атмосферном давлении и равно 1% номинальной мощности реактора.

5. Проанализировано влияние неаварийных петель на процесс отвода остаточного тепла реактора в рассматриваемых запроектных авариях

В представленной диссертации обобщены результаты работ, выполненных автором в течение последних 11 лет в процессе обоснования безопасности АЭС нового поколения с пассивными системами отвода остаточного тепла реактора. Основными из полученных результатов являются:

1) Экспериментальными исследованиями на установках ИСТ(ЕЦ) и PACTEL установлены следующие характерные режимы естественной циркуляции в контуре аварийного расхолаживания реактора через бассейн:

- «выпарной» режим с блокированием общеконтурной циркуляции теплоносителя, реализующийся при высоких уровнях остаточного тепловыделения и значительном дросселировании потока в выходных трубопроводах;

- режим низкочастотной теплогидравлической неустойчивости контура естественной циркуляции, реализующийся в условиях недогретого до температуры насыщения теплоносителя в аварийном бассейне;

- режим устойчивой естественной циркуляции в контуре расхолаживания в условиях насыщенного теплоносителя в аварийном бассейне.

2) Экспериментально (на моделях) обнаружена теплогидравлическая неустойчивость контура естественной циркуляции при охлаждении реактора недогретым до температуры насыщения теплоносителем бассейна.

На основе анализа экспериментальных данных вскрыт механизм теплогидравлической неустойчивости и выявлены факторы, оказывающие стабилизирующее и дестабилизирующее влияние на характер естественной циркуляции в контуре расхолаживания реактора. В частности, показано, что рециркуляция в активной зоне, возникающая вследствие особенностей конструкции и неравномерности энерговыделения в TBC, является стабилизирующим общеконтурную естественную циркуляцию фактором.

3) Разработана оригинальная методика моделирования нестационарного теплопереноса в бассейнах в условиях термической стратификации при произвольном расположении источников и стоков теплоносителя.

На основе выполненных экспериментальных исследований предложена обобщенная зависимость интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной плавучей струи.

4) Разработана методика моделирования теплогидравлических процессов в верхней камере смешения реактора в условиях сепарации фаз теплоносителя.

5) На основе предложенных методик расчета разработаны программные модули, адаптированные в составе функционального наполнения программных комплексов PARNAS и КОРСАР.

6) На основе экспериментов, проведенных на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL, выполнена верификация расчетного кода нового поколения КОРСАР в области моделирования пассивного отвода остаточного тепла реактора.

Показано адекватное воспроизведение кодом КОРСАР доминирующих в рассматриваемых экспериментальных режимах физических явлений:

- термическая и механическая неравновесности двухфазного потока в контуре естественной циркуляции;

- сепарация фаз теплоносителя в модели реактора и ее влияние на процесс эвакуации паровой фазы;

- теплогидравлическое взаимодействие параллельных каналов в модели а.з. и его влияние на общеконтурную циркуляцию теплоносителя;

- реверс потока и возникновение противоточного течения воды и пара в горизонтальных трубопроводах;

- стратификационные явления в бассейнах аварийного расхолаживания.

7) Впервые показана принципиальная возможность надежного охлаждения а.з. при отводе остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн в запроектных авариях с потерей теплоносителя, когда вследствие дополнительных отказов оборудования не формируется контур аварийного расхолаживания и единственным каналом, связывающим реактор с бассейном, является разрыв трубопровода реакторной установки.

С помощью PK КОРСАР определены предельные значения остаточной мощности реактора, при которых гарантированно сохраняется затопленное состояние а.з. в рассматриваемых запроектных авариях.

Полученные результаты имеют принципиальное значение, так как уменьшают вероятность перехода запроектных аварий в тяжелую стадию с плавлением TBC активной зоны.

1. Yadigaroglu G. Passive core and containment cooling systems: characteristics and state of the art.//NURETH-9, San Francisco, California, USA, October 3-8, 1999.

2. Использование естественной циркуляции теплоносителя в системах отвода тепла от активных зон реакторных установок/ Благовещенский А.Я., Леонтьева В.Л., Митрюхин А.Г. и др. // Теплоэнергетика. № 3. 1993. с. 4-5.

3. Tower S.N., Schulz T.L. and Vijuk R.P. Passive and Simplified System Features for the Advanced Westinghouse 600 Me PWR // Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, pp. 147-154.

4. Final Safety Evaluation Report Related to Certification of the AP600 Standart Design Docket No. 52-003 U.S. NRC Washington. 1998.

5. Shaffrath A., Hicken E.F., Jaegers H. and Prasser H.-M. Experimental and analytical investigation of the operation mode of the Emergency Condenser of the SWR-1000//Nuclear Technology, 126, 1999. pp. 132-142.

6. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 / Афров Ф.М., Кухтевич И.В., Мигров Ю.А. и др. // Теплоэнергетика. 1996. № 11. с. 16-21.

7. Kukita Y., Tsuji Y., Yonomoto T. Two-phase flow instability in steam venting line // ICONE8, Baltimore, MD USA April 2-6,2000.

8. Wei Yao, Bo Kuang, Jijun Xu. Thermal-siphon instability mechanism in a two-phase natural circulation system // NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

9. Jiang S.Y., Bo J.H., Zhang Y.J., Yao M.S., Ma C.W. Experimental investigation of two-phase flow instability in natural circulation// ICONE6, San Diego, California, May 10-14, 1998.

10. Jiang S.Y., Wu X.X., Zhang Y.J. Experimental study of two-phase flow oscillation in natural circulation//Nuclear Science and Engineering. Vol. 135. pp. 177-189 (2000)

11. Aritomi M., Chang J.H. Geysering in parallel channel //Nucl. Eng. Des., 141, 111 (1993)

12. Nakajima I. An experimental study on the instability induced by Voiding from a horizontal pipe line // ASME 75 WA/HT-20, 1975.

13. Mochizuki H. Flow pattern induced oscillation under natural circulation in boiling channel with long outlet pipes // NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

14. Mochizuki H. Flow instability in boiling channels of pressure tube type reactor // Nuclear Engineering and Design. Vol.149, pp. 269-277.

15. Мигров Ю.А., Афров A.M., Рогов М.Ф. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640// Сб. трудов «Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640». С.-Петербург. 1997, с. 12-22.

16. Large-scale experimental facility for emergency condition investigation of a new generation NPP WWER-640 reactor with passive systems/ Vasilenko V.A., Migrov Yu.A., Khabenski V.B. at all.// ICONE 6-2544, 26-30.05.1997, Nice, France.

17. Experimental And Numerical Stady of Long-Term Cooling of VVER-640 Reactor in the PACTEL Facility Using Thermal Hydraulic Codes/ Banati J., Purhonen H., Volkova S. and al. // ICONE-9, France, Nice, April 8-12,2001.

18. Miettinen J., Purhonen H. PACTEL Parallel Channel Test Loop, General description for ISP, Technical Research Center of Finland, Nuclear Engineering Laboratory. Technical report № 9/91. Lappeenranta, 1991.

19. Tuunanen J., Kouhia J., Purhonen H., et al. General description of the PACTEL Test Facility. Technical Research Center of Finland, VTT Research Notes 1929, (1998)

20. Острач. Естественная конвекция в замкнутых объемах// Современное машиностроение, 1989, № 6, с. 81-103.

21. Тернер Дж. Эффекты плавучести в жидкостях. М.: Мир, 1977. - 431 с.

22. Джалурия Й. Естественная конвекция: Тепло и массообмен. М.: Мир, 1983. -400 с.

23. Одномерная модель стратифицированного течения в больших объемах жидкости с произвольным расположением источника и стока/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. //Труды Первой Рос. Нац. Конф. по теплообмену. М.: Изд-во МЭИ. 1994. Т.2, с. 72-77.

24. Townsend А.А. Entrainment and the structure of turbulent flow//J. Fluid Mech., 32,145-171, 1968.

25. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. -М.: Энергоатомиздат, 1984. -152 с.

26. Теория турбулентных струй/ под ред. Абрамовича Г.Н. М.: Наука, 1984. -716 с.

27. Плютинский В.И., Охотин В.В. Моделирование неравновесных процессов в компенсаторе объема для использования в тренажерных установках: Сб. статей "Атомные энергетические станции" М.: Энергоатомиздат, вып. 6, 1983. с. 15-22.

28. Бабыкин A.C., Валунов Б.Ф., Вахрушев В.В., Илюхин Ю.Н., Кууль B.C. Интенсивность конденсации пара в недогретой воде. Атомная энергия, 1988, т. 64. Вып. I.

29. Кутателадзе С.С., Накоряков В.Е. Тепломассообмен и волны в газожидкостных системах. Изд. Наука. Новосибирск. 1984.

30. Крошилин А.Е. и др. Влияние относительного движения и объемной концентрации пузырей на межфазный теплообмен в парожидкостных средах. ТВТ. 1984. Т. 22. № 2. с. 355-362.

31. Аннотация программы PARNAS / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. //Вопросы атомной науки и техники серия: Физика ядерных реакторов, 1999, выпуск 1, с. 97- 99.

32. Предварительный отчет по обоснованию безопасности головного энергоблока средней мощности нового поколения с реакторной установкой В-407. Глава 15. Анализ аварий. Книга 3. Санкт-Петербург. 1994.

33. Мигров Ю.А., Юдов Ю.В., Кутьин В.В. и др. КОРСАР расчетный код нового поколения для численного моделирования динамики ЯЭУ// ICONE-9, Ницца, Франция, 8-12 апреля 2001 г.

34. Моделирование теплофизических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭВ-640 в проектных авариях с разгерметизацией I контура / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.//Теплоэнергетика № 12, 2002, с. 49-54.

35. Оптимизация режимов расхолаживания реактора АЭС НП-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. // Отчет НИТИ, № Т-627,1994.

36. Уточненный расчетный анализ и оптимизация режимов расхолаживания реактора АЭС НП-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.// Отчет НИТИ. №Т-661,1995.

37. Совершенствование программы PARNAS и расчетный анализ процессов отвода остаточного тепла реактора через бассейн при совместной работе пассивных систем безопасности / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. // Отчет НИТИ. № Т-735,1996

38. Аварийное расхолаживание ВВЭВ-640 через бассейн на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя I контура/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.// Теплоэнергетика № 3. 1999. С. 28-32.

39. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. М.: Мир, 1972.

40. Tien C.L. Asimple analytical model of counter-current flow limiting phenomena with vapor condensation.-Letters in Heat and Mass Transfer. 1977. V.4. P. 231-238.

41. Мамаев B.A., Одишария Г.Э., Кланчук O.B. и др. Движение газожидкостных смесей в трубах. М.: 1978. С. 270.