автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Теплогидравлика пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР

08-1

2363

На правах рукописи

Калякин Сергей Георгиевич

ТЕПЛОГИДРАВЛИКА ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР

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

Автореферат

диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

Обнинск - 2007

Работа выполнена в федеральном государственном унитарном предприятии «Государственный научный центр Российской Федерации -Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского»

Научный консультант:

Директор отделения 6 - Института тепло-массообменных процессов в ЯЭУ, доктор технических наук Ефанов Александр Дмитриевич

Официальные оппоненты:

Советник генерального директора ГНЦ РФ -«Физико-энергетический институт», доктор технических наук, профессор Тошинский Георгий Ильич.

Главный научный сотрудник Электрогорского научно - исследовательского центра по безопасности АЭС, доктор технических наук Соловьев Сергей Леонидович.

Начальник лаборатории РНЦ «Курчатовский институт», доктор технических наук Блкин Илья Владимирович.

Ведущая организация: Федеральное Государственное Унитарное предприятие «Атомэнергопроект», Москва

Защита диссертации состоится ¿/¿/-Я^*- 2007 г. в часов на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, г. Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан 2№ г.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук //[/> /яя^**'^Ю.А. Прохоров

Общая характеристика работы

Актуальность работы

Потребность в создании высокоэффективных, экологически чистых источников энергии привела к появлению в промышленно развитых странах новой отрасли - атомной энергетики. Однако потенциальная опасность использования атомной энергии в крупномасштабном энергетическом производстве, проявившаяся в авариях на АЭС "Три Майл Айленд" (США 1979) и Чернобыльской АЭС (1986), существенно подорвало доверие населения к атомной энергетике.

В результате, интенсивное развитие атомной энергетики в большинстве развитых стран заметно замедлилось, а в ряде стран приостановилось.

Однако в обозримом будущем реальной альтернативы атомной энергетики в общем развитии мировой энергетики нет. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с необратимыми катастрофическими последствиями для окружающей среды и человечества выбросами в атмосферу продуктов сгорания.

В этих условиях особое значение приобретает глобальный пересмотр концепции безопасности АЭС на всех стадиях - нормальной эксплуатации, плановых и аварийных остановках, вывода из эксплуатации. Должны быть пересмотрены подходы к определению места и роли атомной энергетики в мировой экономике, пути и темпы ее развития. Необходимо выработать новые условия и требования к техническому состоянию АЭС, к надежности и эффективности методов и средств обеспечения их безопасности. При этом сроки, отпущенные на реализацию и новый этап интенсивного развития атомной энергетики, крайне ограничены.

Гарантия ядерной и радиационной безопасности АЭС в значительной степени обеспечивается совершенством, надежностью и достаточностью специальных защитных систем.

В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы:

• Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

• Инвестиционная программа электроэнергетики России до 2015 года, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.

В соответствии с указанными директивными документами, целевой задачей атомной энергетики является повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.

Достижение безопасной работы АЭС необходимо для действующих сейчас в мире значительного числа АЭС, но особенно, для вновь создаваемых АЭС.

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Новые АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависят от ошибок персонала.

Рассматривая, как решались проблемы безопасности в процессе развития атомной энерге-

тики можно отметить следующие:

- толкование термина безопасность и содержание технологических целей для ее достижения решалось и углублялось в ходе самого процесса развития атомной энергетики. Этот процесс имеет место и сейчас. Можно ожидать смещения целей безопасности АЭС 21 века в сторону реализации технологий внутренней самозащшденяости энергетических реакторов, хотя сейчас таких требований регулирующие органы и нормативно-технические документы не предъявляют;

- хорошо заметна динамика целей в ретроспективе: принципы и цели глубокоэшелониро-ванной защиты возникли именно тогда, когда созрели соответствующие концепции и технологии. Тоже можно ожидать с пассивными технологиями и др. Каждому этапу развития атомной энергетики соответствует та отметка на шкапе безопасности, которую может обеспечить уровень развития науки и техники, т.е. в пределах каждого этапа развития реализуется предельно возможный и экономически целесообразный уровень безопасности;

- действующие в настоящее время блоки АЭС будут продолжать работу, если экономически целесообразны меры, позволяющие скомпенсировать отклонения от требований новых нормативных документов, которые в свою очередь будут соответствовать достигнутому уровню науки и техники.

Атомные станции 21 века - это источник энергии, обладающий, по крайней мере, следующими свойствами:

- экономичность производства электроэнергии и/или тепла по сравнению с альтернативными источниками;

- безопасность производства, выражающаяся в отсутствии превышения индексов отрицательных воздействий на окружающую среду и/или ограничения жизнедеятельности населения на территории за оградой промплощадки АЭС при любых возможных ситуациях;

- низкая чувствительность к человеческому фактору;

- высокая надежность производства энергии, в том числе в условиях особых природных явлений, техногенных и социальных событий;

- способность экономичной работы в пиковой и полупнковой частях графика нагрузок, поддержание в требуемых пределах частоты и мощности в энергосистемах.

Развитие атомной энергетики осуществляется на основе использования опыта эксплуатации блоков-предшественников. На основе этого опыта в России сформирована хорошая нормативная, научно-экспериментальная и промышленная базы. Сформированы коллективы, обладающие опытными высококвалифицированными кадрами, способные решать поставленные проблемы.

Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработай ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощностью с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами са-мозащшценности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам РУ нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99, АЭС-92 и РУ 484.

При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнения основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.

В диссертации представлены результаты исследований, выполненных в Государственном научном центре Российской федерации - Физико-энергетическом институте в рамках обоснования проектных функций пассивных систем безопаспости нового поколения АЭС с ВВЭР-640, АЭС-92, АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Эти исследования выполнялись в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНИИПКИ Атомэнергопроект (Москва), СПб АЭП (Санкт-Петербург).

В целях достижения приемлемого уровня самозащищенности в проекты реакторных установок нового поколения внесены принципиально новые системы - пассивные системы безопасности.

Экспериментальное и расчетно-аиалитическое обоснование существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и комплексное обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР, является целью диссертационной работы.

Научная новизна

1 Предложены и обоснованы комплексные подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных систем безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

2 Впервые проведено расчетно-экспериментальное обоснование проектных функций системы аварийного залива активной зоны ГЕ-2 (гидроемкостей второй ступени) и экспериментально доказана ее работоспособность.

3 Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.

4 По результатам исследований особенностей течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, выработаны рекомендации как исключить условия возникновения гидроударов и повысить устойчивость системы.

5 Выполнен расчетно-экспериментальный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях.

6 Выполнены расчетно-экспериментальные исследования в обоснование удержания расплава кориума в устройстве локализации.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных .методик, разработанных по результатам целенаправленных экспериментальных исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчета погрешности измерений. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.

Практическая пеиность

Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности. Эти рекомендации реализованы во вновь проектируемых АЭС - 92, АЭС «Куданкулам».

Предмет защиты

Автор защищает:

• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;

• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;

• Обоснование работоспособности системы ГЕ-2;

• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;

• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР средней мощности;

• Результаты исследований устройства удержания расплава в пределах шахты.

Личный вклад автора

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор, НВ АЭС-2, АЭС «Куданкулам» в Индии и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке расчетных и экспериментальных исследований в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

Апробация материалов диссертации.

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах в Москве, Санкт-Петербурге, Подольске, Обнинске, Удомле, Брюсселе, Праге, Ницце, Балтиморе, Арлингтоне.

По теме диссертации автором в соавторстве выпущено и опубликовано 29 статей и докладов.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, семи глав, заключения, списка использованных источников из 157 наименований. Диссертация содержит 277 страницы текста, в том числе 138 рисунков и 11 таблиц.

Краткое содержание работы

Во введении обосновывается актуальность рассматриваемой проблемы, излагаются цели и задачи, решаемые в представляемой на защиту диссертационной работе, научная новизна и практическая значимость полученных результатов.

В первой главе представлен ретроспективный обзор новейших разработок пассивных систем безопасности АЭС с водо-водяными реакторными установками.

Аварии на атомных электростанциях отличаются от аварий на обычных станциях тем, что они могут привести к выбросу в окружающую среду значительного количества радиоактивных веществ, выпадение которых имеет чрезвычайно серьезные последствия. Большая часть радиоактивных веществ находится в топливной композиции твэлов и их выход возможен при сильном повреждении или плавлении оболочек. Перегрев топлива происходит в том случае, если тепловыделения в твэлах превышает интенсивность теплоотвода.

Обеспечение безопасности при возникновении аварийных режимов осуществляются введением в состав АЭС специальных систем, предназначенных для предупреждения аварий и ограничения их последствий.

Системы безопасности «контролируют» аварию, выполняя следующие основные функции: остановку реактора, отвод остаточных тепловыделений, ограничение распространения радиоактивных продуктов.

Различают активный и пассивный принципы действия систем безопасности.

Активный принцип действия системы или устройства характеризуется тем, что для выполнения заданной функции необходимо обеспечить некоторые условия (например, подать команду на отключение, включение, обеспечить снабжение энергией, средой и т.д.). Как правило, активные устройства сложны по конструкции и имеют многочисленные связи с другими системами, от которых зависит их работоспособность.

При пассивном принципе действия системы или устройства для выполнения заданной функции не требуется работа других систем и устройств.

Пассивные системы функционируют под влиянием воздействий, непосредственно возникающих вследствие исходного события. Как правило, такие системы характеризуются более высокой надежностью по сравнению с активными.

Одной из систем безопасности действующих АЭС является система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), которая строится с использованием активных и пассивных элементов и состоит из трех подсистем: пассивного впрыска с гидроаккумуляторами, активного впрыска с насосами низкого давления и активного впрыска с насосами высокого давления.

Первые две системы обеспечивают охлаждение активной зоны при большой разгерметизации первого контура, включая аварию с разрывом главного циркуляционного трубопровода (ГЦТ) полным сечением, а последняя - для восполнения потерь теплоносителя первого контура и отвода тепла от активной зоны при относительно малой разгерметизации контура.

На АЭС с пассивными системами безопасности в случае проектной аварии не требуется участие оператора в течение длительного времени после наступления аварии. Пассивные системы используют только физические процессы, такие как гравитация, естественная конвекция и др. Конструкции контейнментов, бассейны с водой, гидроемкости обеспечивают отвод остаточного тепла. В этих системах отсутствуют активные компоненты, такие как насосы, воздуходувки, водяные холодильники, дизели и т.д. Поскольку атмосферный воздух является чаще всего последним (конечным) поглотителем тепла, отпадает необходимость в системах водоснабжения устройств различного уровня безопасности, что должно привести к значительному конструктивному упрощению станции и уменьшению капитальных затрат. Вследствие отсутствия активных систем, требующих внимание персонала, может быть достигнут период работы без участия персонала в несколько дней. По нормативным документам США (US URD) этот период должен составлять 72 часа. Согласно нормативным документам Ростехнадзора, для российских АЭС с ВВЭР этот период составляет 24 часа.

На основании обзора литературных источников сделаны выводы и определены задачи комплексного исследования по обоснованию пассивных систем безопасности АЭС нового поколения на основе мирового опыта.

Основным принципом обеспечения безопасности является глубоко эшелонированная защита. Обеспечение безопасности достигается за счет создания барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов деления и сохранения этих барьеров.

К числу пассивных систем безопасности АЭС относятся:

- система пассивного отвода остаточного тепла от парогенератора (СПОТ ГГГ) и активной зоны (САОЗ);

- система гидроемкостей второй ступени (ГЕ-2);

- система удаления неконденсирующихся газов из трубчатки ПГ (ССНГ);

- пассивная система быстрого ввода бора (СБВБ);

- пассивная система фильтрации протечек из контейнмента (ПСФ);

- пассивная система удаления водорода из зоны локализации;

- система удержания расплавленной активной зоны вне корпуса реактора

На рисунке 1 представлены новые пассивные системы, реализованные в проекте АЭС с РУ

В-392.

Выполнен сравнительный анализ различных пассивных систем безопасности и рассмотрено состояние вопроса их выполнения на современном этапе развития атомной энергетики.

Надежное выполнение функций безопасности обеспечивается за счет резервирования и разнообразия физических принципов действия в системах, выполняющих функции безопасности. Сочетание активных и пассивных систем безопасности может обеспечить лучшие показатели защиты реакторной установки.

Для экспериментального обоснования пассивных систем безопасности как в России, так и за рубежом создано достаточно много крупномасштабных полнонивелирных стендов (PANDA, LSTF, BETHSY, ПСБ-ВВЭР, ИСТ (ЕЦ), ГЕ-2), на которых проводится обоснование пассивных систем безопасности и определяются замыкающие соотношения для верификации расчетных кодов.

1 -реактор; 2 - парогенератор; 3 — трубопровод подвода пара к спит; 4 - внутренняя защитная оболочка; 5 - входной кольцевой коллектор; б-теплообменник СПОТ; 7 - внешняя защитная оболочка; 8 - тяговая шахта СПОТ; 9 - выходной коллектор СПОТ; 10 - дефлектор; 11 - система быстрого ввода бора; 12 - ГЕ-2;

13 - фильтровальная установка; 14 - труба-теплообменник пассивной системы фильтрации (ПСФ);

15- межоболочечное пространство (МОП); 16 - вентиль ПСФ; 17 - ловушка кориума

Рисунок 1 - Технологическая схема пассивных систем РУ В-392

Экспериментальное обоснование пассивных систем, полученных на интегральных стендах при обосновании натурной установки, затруднителен. Возможные отклонения параметров процессов, полученных в экспериментах от натурных параметров, могут быть выявлены путем применения методов масштабирования.

При детальном анализе экспериментальных и расчетно-аналитических работ возникают вопросы по обоснованию как новых пассивных систем (например, система ГЕ-2, система ПСФ, система СПОТ и др.), так и уже спроектированных устройств.

Интенсивная работа исследователей в области защиты реакторных установок от последствий аварийных процессов позволяла определить уязвимые места существующих проектов.

Из обзора литературы можно сформулировать проблемы, которые требуют детального рассмотрения:

- обоснование работоспособности пассивной системы отвода тепла от активной зоны;

- теплогидравлическое обоснование проектных функций пассивной системы залива активной зоны;

- исследования в обоснование системы пассивной фильтрации;

- работоспособность системы пассивной локализации последствий тяжелой аварии;

- исследования в обоснование выхода водорода в результате пароциркониевой реакции;

- разработка элементов пассивной системы водородной взрывобезопасности РУ.

Комплексные исследования процессов в пассивных системах безопасности необходимы для

надежного обоснования работоспособности устройств.

В главах два - шесть приведены результаты экспериментальных исследований пассивных систем безопасности реакторных установок, позволившие обосновать работоспособность систем и разработать рекомендации для проектирования АЭС с ВВЭР.

Во второй главе приведены экспериментальные исследования при охлаждении днища корпуса реактора в обоснование удержания кориума в корпусе реактора ВВЭР. Поиск способов, позволяющих предотвратить проплавление днища корпуса при аварии с расплавлением АЗ важнейшая задача, цель которой защитить территорию от выбросов радиоактивных продуктов.

Организация наружного охлаждения днища корпуса реактора водой в бетонной шахте является эффективным средством, если удастся обеспечить бескризисный режим кипения воды на наружной поверхности.

Для обоснования удержания расплава активной зоны в корпусе реактора необходимо проведение расчетно-экспериментального исследования физических особенностей состояния среды (кориума) в процессе развития тяжелой аварии, эволюции компонентного и фазового составов, физико-химического взаимодействия расплава с конструкционными материалами, включая и корпус реактора.

Очевидно, что многообразие процессов, сопровождающих взаимодействие расплава кориума с корпусом реактора (термоконвекция с внутренними источниками тепла, лучистый тепло-перенос с поверхности расплава, теплопередача через слой гарнисажа и корпус, физико-химическое взаимодействие компонент кориума и т.п.), не позволяют полностью моделировать их в экспериментальной установке, поскольку разные процессы требуют различных масштабных коэффициентов. Поэтому наш подход к решению рассматриваемой проблемы базируется на полной математической модели (реализованной в расчетном коде «КОСТЕР») и экспериментальном обосновании.

Для верификации отдельных блоков расчетного кода "КОСТЕР", описывающих развитие тяжелой аварии с расплавлением активной зоны реактора, а также для обоснования возможности удержания расплава активной зоны в корпусе реактора в ГНЦ РФ-ФЭИ была создала экспериментальная установка, позволяющая выполнять необходимые исследования.

Экспериментальная установка является моделью корпуса реактора, выполненной в масштабе 1:10, с имитатором кориума.

Устройство экспериментального участка показано на рисунке 2. Основным элементом рабочего участка является модель корпуса реактора с эллиптическим сменным днищем (2) внутренним диаметром 400 мм, высота эллиптической части 100 мм, толщина стенки 10 мм. Днище окружено обечайкой, выполненной из нержавеющей стали 12Х18Н10Т. По образованному кольцевому зазору осуществляется циркуляция воды, охлаждающей днище. Величина кольцевого зазора 16 мм.

тоаппаратуры

Рисунок 2 - Принципиальная схема экспериментальной установки

Для экспериментов по изучению теплообмена на обращенных вниз поверхностях, направленных на верификацию теплообменного блока кода «КОСТЕР», используется дншце, изготовленное из нержавеющей стали 12Х18Н10Т, а в экспериментах, моделирующих расплавление днища, которые направлены на получение замыкающих соотношений для физико-химического блока расчетного кода, днище изготавливается из сплава свинца с висмутом. В первых экспериментах расплав активной зоны (кориум) моделируется сплавом свинца с висмутом, во второй серии экспериментов - расплавом свинца. Подача расплава свинца или сплава свинца с висмутом на днище модели производится через дырчатый лист, узел

1 - узел подачи охлаждающей воды; 2 - сменное до- (5).

нышко; 3 - передвижной электронагреватель; 4 - ок- тлч _„„„„ „ ___________ .„.„„„„..„ „ „

« „„„ „„„.с ___ Имитация остаточного тепловыделения в ко-

но подсветки; 5 - узел подачи сплава; 6 - передвиж-

нал термопара; 7 - уровнемер; 8 - механизм переме- риуме осуществляется спиралеобразным ТЭНом, 9 " °КН0 установки тепе" ^ ф0" навитым по профилю днища (3). Проектная удельная мощность энерговыделения ТЭНа 1 МВт/м3. Механизм перемещения ТЭНа (8) установлен на крышке модели. Для измерения температуры как на внутренней, так и на наружной поверхностях днища в двух взаимно перпендикулярных плоскостях установлены кабельные хромель-копелевые микротермопары диаметром 1 мм.

Устанавливалось заданное объемное энерговыделение и подавался требуемый расход циркулирующей воды. Начальная температура воды в этих экспериментах изменялась от 20 до 100°С при давлении ~0,5 МПа.

Первоначально, после включения циркуляции на всей поверхности модели устанавливается пленочный режим кипения. Паровая пленка устойчивая, по-видимому, гладкая по границе раздела с охлаждающей водой, что подтверждается отсутствием пульсаций температуры на наружной поверхности стенки и, следовательно, ламинарная.

Время существования пленочного режима кипения на поверхности корпуса модели, т.е. время от подачи расхода воды до начала разрушения пленки, существенно изменяется от массовой скорости воды. Поскольку проходное сечение по воде в нижней эллиптической части днища сильно изменяется, массовая скорость относилась к входному патрубку.

Переход от пленочного режима кипения к пузырьковому во всех опытах начинался в наинизшей точке днища. Затем шел процесс быстрого разрушения пленки по всей поверхности корпуса дншца, распространяясь снизу вверх. Одновременного разрушения паровой пленки в разных сечениях по высоте модели обнаружено не было. Вслед за пузырьковым кипением, время существования которого в данной точке поверхности, исходя из показаний термопар, в основном, не превышало 4 секунд, начинался режим конвективного теплообмена. При этом на внутренней поверхности днища по мере понижения температуры стенки имело место «замерзание» сплава свинца с висмутом, вначале по центру днища, распространяясь вверх по высоте. Время образования «замерзшего» сплава на поверхности днища сильно зависит от скорости охлаждающей воды,

Знание коэффициентов теплоотдачи в области пленочного кипения представляет наибольший интерес, поскольку, в конечном счете, от интенсивности теплообмена в этой зоне зависит состояние дниша корпуса реактора в случае тяжелой аварии. Именно этот процесс будет, в итоге, определять температуру наружной поверхности корпуса, характеризующую его прочностные свойства, и температуру на границе раздела гарнисаж-корпус, характеризующую интенсивность физико-химического взаимодействия компонент кориума и стали.

Из задачи о теплообмене при пленочном кипении на поверхности днища, в предположении наличия ламинарной пленки пара на поверхности, пренебрегая кривизной корпуса, получаем:

а =С,р-</а —(1), где <р = 1 + с"АГ/2г, ах - координата по верп-шали.

' у ц'ДГх

Удовлетворительное согласие экспериментальных данных по а с расчетами по формуле (1) имеет место, если р = 0,5, что соответствует условию, когда жидкость неподвижна, либо скорость движения жидкости существенно ниже скорости движения паровой пленки. При этом в качестве х следует рассматривать длину пути, проходимую паром от входа до рассматриваемого сечения. Чтобы учесть влияние наклона поверхности к горизонту, ввели коэффициент С,= 0,8 + <р0 • 0,0022, что позволило описать экспериментальные данные, относящиеся к ср0 >15°. Расчетная формула с точностью до ± 25 % описывает более 90 % экспериментальных точек.

Во всех опытах охлаждение модели корпуса реактора, разогретой до 500°С и выше, начиналось с режима пленочного кипения воды. Обнаружена сильная зависимость времени, в течение которого происходило полное разрушение паровой пленки от массовой скорости воды в диапазоне руу = 20 - 40 кг/м2с. При рн> = 20 кг/м2с это время составляет 43 с, при ри> = 140 кг/м2с оно уменьшалось до 7 с и далее практически оставалось постоянным. Разрушение пленки и переход от пленочного к пузырьковому режиму кипения во всех опытах начиналось в нижней точке днища, и затем процесс последовательно перемещался на вертикальную поверхность корпуса. Время перехода от пленочного режима кипения к пузырьковому не превышало 4 секунд.

- Процесс затвердевания сплава (образование гарнисажа) во всех опытах начинался с нижней точки днища. Время от момента подачи охлаждающей воды до начала образования гарнисажа существенно зависит от массовой скорости и начальной температуры воды.

- При пленочном кипении коэффициент теплоотдачи в исследованном диапазоне параметров изменялся от 50 до 120 Вт/м2 град. Не обнаружено сильного влияния угла наклона поверхности на коэффициент теплоотдачи при пленочном режиме кипения.

- В опытах при изливе сплава со скоростью ~ 0,004 м/с, начальная температура сплава составляла ~ 400°С, температура охлаждающей воды была 20-30°С, массовая скорость воды изменялась от 20 до 70 кг/м"с. При указанных параметрах режима кипения на поверхности модели не было. Затвердевание сплава на внутренней поверхности днища началось в процессе излива.

Данные по кризису теплообмепа, полученные на электрообогреваемых пластинах, отличаются от данных диссертации и они не могут моделировать процесс охлаждения корпуса реактора при тяжелой аварии. В условиях недогрева воды до 70 К удавалось получать при нестационарном охлаждении днища критические плотности теплового потока до ~ 1,9 МВт/м2.

- Учет криво линейности не только в радиальном направлении, но и по азимуту при моделировании поверхности днища корпуса реактора приводит к более высоким значениям критического теплового потока.

- Полагая, что прототшшое распределение энерговыделения на поверхности днища отражает реальное распределение, могущее возникнуть в случае тяжелой аварии, затопление шахты водой обеспечивает теплосъем в бескризисном режиме при тепловых потоках до ~ 1,6 МВт/м2.

В третьей главе представлено теплогидравлическое обоснование проектных функций пассивной системы ГЕ-2 залива активной зоны реакторной установки ВВЭР-1000.

Сравнительный анализ конструкции и принципов работы систем пассивного залива активной зоны из щдроемкостей второй ступени позволил выявить особенности и показал значительное отличие системы ГЕ-2 от других СПЗАЗ.

Система ГЕ-2 (рисунок 3) состоит из четырех групп гидроаккумулирукяцих гидроемкостей (по две емкости объемом 120 м3 в каждой) с раствором борной кислоты, находящихся под атмосферным давлением. В верхней части гидроемкости второй ступени через специальные невозвратные обратные клапаны подключены к "холодным" ниткам главных циркуляционных трубопроводов в зоне непосредственной их близости к коллекторам парогенераторов. При возникновении аварийной ситуации с потерей теплоносителя первого контура и падении давления в ГЦК до 1,6 МПа клапаны открываются, и после опорожнения парового трубопровода, в верхнюю часть гидроемкости начинает поступать насыщенный пар под давлением, соответствующим давлению в реакторной установке. При контакте пара с внутренними стенками гидроемкостей и водным объемом начинается процесс конденсации, приводящий к задержке скорости роста давления в системе. После того, как давление в гидроемкостях возрастает до давления в первом контуре, вода под действием гидростатического напора стекает в реактор. На трубопроводах слива установлены запорные задвижки и обратные клапаны, предназначенные для исключения роста давления в гидроемкостях в состоянии ожидания и автоматического пассивного открытия слива в аварийной ситуации.

В системе реализовано четырехступенчатое профилирование расходной характеристики, основанное на идее последовательного прекращения истечения по сливной линии, оказавшейся выше уровня воды в баке. Величина расхода из гидроемкостей с необходимым запасом отслеживает закон спада мощности остаточных энерговыделений в АЗ.

Положительной чертой системы ГЕ-2 является отсутствие в ней азотной подушки, исключающее попадание неконденсирующихся газов в реактор при срабатывании гидроаккумуляторов. Кроме того, схема подсоединения гидроемкостей к реактору и конструкция клапанов обеспечивают постоянство движущегося гидростатического напора, практически независимо от динамики давления первого контура. Однако, использование в данной системе пассивного залива в качестве

1 -реактор, 2 - гидроемкость первой ступени (ГЕ-1), 3 — гидроемкосгь второй ступени (ГЕ-2), 4 - парогенератор, 5 - двухходовой обратный клапан, б - ГЦН

Рисунок з - Система пассивного залива АЗ реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392(один канал из четырех)

рабочей среды насыщенного пара, контактирующего непосредственно с недогретой водой, оказывает отрицательное влияние на работу системы.

Описан крупномасштабный теплопщравлический стенд ГЕ-2 ГНЦ РФ-ФЭИ, на котором проводилось изучение нестационарных процессов теплообмена в системе гидроемкостей второй ступени, и выяснялось влияние эти процессов на работоспособность системы ГЕ-2. Понятие работоспособности включало в себя требования ко времени выхода системы на проектный расход - не более 100 секунд, а также необходимость выполнения заданной четырехступенчатой расходной характеристики.

В связи с трудностью переноса результатов экспериментов на мелкомасштабных моделях на натурную систему ГЕ-2, основные экспериментальные исследования проводились на крупномасштабном стенде, который имел реальные диаметры трубопроводов, их длины, сопротивления трасс и высотные отметки размещения оборудования. Для сокращения времени проведения экспериментов объём пары гидроемкостей, использованных на стенде, был занижен по отношению к реальным гидроаккумуляторам второй ступни и имел объемный масштаб -1:6. Вследствие этого, длительность каждой из четырех ступеней расхода была сокращена по сравнению с натурой.

Граничными условиями, определяющими расход охлаждающей воды из системы ГЕ-2 в РУ, являются давление и паросодержание на входе-выходе трубопроводов системы, соединяющих ГЕ-2 с первым контуром. Путем проведения численного моделирования взаимосвязанных процессов в защитной оболочке и реакторной установке было определено, что давление в экспериментах на стенде ГЕ-2 должно поддерживаться в диапазоне от 1,6 до 0,6 МПа, температура на концах трубопроводов системы ГЕ-2 должна соответствовать заданному давлению насыщения, а паросодержание быть близко к единице.

Первоначальная конфигурация стенда соответствовала гидравлической схеме системы ГЕ-2, предложенной АЭП г. Москвы (рисунок 4). Стенд имел две напорные емкости, объединенные уравнительными перемычками по паровой и водяной частям.

Слив воды из напорных гидроемкостей происходил через внешний коллектор, который был расположен между уравнительными линиями и имел три отвода по высоте патрубками для обеспечения профилирования расхода. Также имелась четвертая сливная линия, которая была подсоединена к трубопроводу, соединяющему гидроемкости по нижней водяной части.

Связь напорных и сливных емкостей осуществлялась с помощью паровой линии диаметром 50 мм. Пружинные обратные клапаны, автоматическое открытие которых при падении давления в реакторе ниже 1,6 МПа, инициирует начало работы системы ГЕ-2, моделировались на стенде шаровыми кранами с ручным управлением.

Контроль основных технологических параметров при проведении экспериментов на крупномасштабном стенде ГЕ-2 осуществлялся с помощью системы автоматизированного сбора научной информации (АСНИ). В ее состав входило около 80 первичных измерительных приборов, размещенных на стенде. С помощью этих датчиков измерялись:

- уровни воды в гидроемкостях, сливных баках и коллекторе;

- расходы воды в сливных линиях;

- давление в баках и в характерных точках стенда;

- температура среды в гидроемкостях и по длине трубопроводов.

Рисунок 4 - Технологическая схема крупномасштабного стенда ГЕ-2

Значительное влияние на время выхода системы на проектный расход оказывает процесс опорожнения паровой линии, соединяющей гидроемкости с реактором.

Главной задачей проводимых, экспериментов было выяснение влияния неравновесных процессов взаимодействия пара и недогретой воды на работоспособность системы ГЕ-2, т.е. на время запуска профилированного расхода.

Эксперименты, проведенные на стенде ГЕ-2, показали, что нестационарные процессы взаимодействия струи пара с недогретой водой оказывают значительное влияние на время запуска в работу системы пассивного залива A3 из гидроемкостей второй ступени. Во всех выполненных опытах время выхода стенда на проектный расход превышало 100 е., т.е. работоспособность системы не обеспечивалась. .

Анализ результатов проведенных экспериментов показал, что причиной низкого темпа роста давления и большой временной задержки при запуске была неравновесная конденсация пара в объеме недогретой жидкости.

Для уменьшения конденсации пара в объеме холодной воды на начальной стадии работы системы были выработаны технические решения по установке в гидроемкости Б2 внутрикорпус-ных устройств: парового коллектора и дырчатого листа. Коллектор представлял собой трубу диаметром 108x5 мм, расположенную вдоль верхней горизонтальной образующей бака, на расстоянии 50 мм от стенки бака. По всей длине коллектора, с шагом 100 мм, были просверлены отверстия диаметром б мм. Торцы парового коллектора были заглушены, а в их нижней части было просверлено по одному отверстию диаметром 10 мм. Кроме того, для ограничения проникновения пара в глубину жидкости, в баке Б2 был установлен дырчатый лист. Лист, установленный на высоте 250 мм от верхней образующей емкости, отсекал объем жидкости ~1,б мЗ, Пористость листа составляла -7 %.

Результаты экспериментов позволили выработать рекомендации по изменению проектной конструкции системы пассивного залива ГЕ-2, заключающиеся в увеличении диаметра питатель-

ной паровой линии до 100 мм н установке внутри гидроемкости разработанных внутрикорпусных устройств. Реализация этих мер значительно уменьшает интенсивность процессов конденсации пара в объеме недогретой жидкости и сокращает до необходимой величины время выхода системы ГЕ-2 на проектный расход.

Теплогпдравлические процессы при взаимодействии пара и педогретой воды, на которых основана работа системы пассивного залива ГЕ-2, наряду с влиянием на время запуска системы могут оказать значительное воздействие и аа дальнейшую работу установки, в частности, на выдачу профилированного расхода воды в реактор. Принцип пассивного изменения расхода, использованный в системе и основанный на идее последовательного прекращения истечения по сливным линиям, оказавшимся выше уровня воды, предполагал примерное равенство в уровнях воды в баках и профилирующем коллекторе. Однако это условие может не выполняться под влиянием процессов конденсации в трех параллельно соединенных сосудах (две гидроемкости и коллектор), обладающих различной площадью зеркала воды, разной массой металла (стенок) и связанных парораспределительными трубопроводами различной дайны и гидравлического сопротивления.

Из-за различных условий конденсации давление в напорном баке и коллекторе на протяжении всего эксперимента различались, причем это различие по показаниям приборов достигало 20-30 кПа (2-3 метра водяного столба) Более высокое давление было в коллекторе, так как он быстрее прогревался паром, чем гораздо более массивный бак с большим запасом холодной воды.

Таким образом, результаты проведенных экспериментов позволили сделать вывод о том, что использованное в проекте системы ГЕ-2 схемное решение "гидроемкость - внешний коллектор" является неработоспособным. Наличие в системе неравновесных процессов конденсации пара приводило к разности давлений в коллекторе и гидроемкостях, а, следовательно, и к разнице в уровнях жидкости, что делало невозможным надежно обеспечить подачу требуемого расхода воды. Для обеспечения необходимого расхода жидкости решено было поместить профилирующий коллектор внутрь гидроемкоста.

После этого было проведено несколько экспериментов. Результаты одного из них приведены на рисунке 5.

Как видно, в эксперименте система имела достаточно стабильную расходную характеристику, величина расхода плавно изменялась при переходе со ступени на ступень.

Проведена комплексная расчетно-

экспериментальная работа по исследованию теплогид-Рисунок 5 - Изменение расхода на равлических процессов в обоснование работоспособно-стенде ГЕ-2 в ходе эксперимента сти системы пассивного залива активной зоны реактора

ВВЭР из гидроемкостей второй ступени на крупномасштабном стенде ГЕ-2.

- Разработана методика исследования нестационарных процессов теплообмена, имеющих место в системе пассивного залива на крупномасштабном теплогидравлическом стенде ГЕ-2.

- Проведенные расчеты показали, что время опорожнения участка паровой линии системы ГЕ-2, необходимое для открытия обратного клапана на линии слива значительно превышает отведенные на запуск системы пассивного залива 100 с.

Т*

' "л

|

"V

1

- В ходе выполнения экспериментов на стенде ГЕ-2 ГНЦ-РФ-ФЭИ установлено, что теплогид-рашшческие процессы взаимодействия пара и недогретой воды, на которых основана работа системы пассивного залива ГЕ-2, оказывают негативное воздействие на время запуска системы и на выдачу профилированного расхода воды.

- В результате проведения экспериментальных исследовании выработаны технические решения по изменению конструкции системы ГЕ-2, реализация которых обеспечила работоспособность установки. В ходе экспериментов, выполненных при окончательной гидравлической схеме системы, время выхода стенда па проектный расход составило - 60 с, расходная характеристика стенда соответствовала проектной, величина расхода плавно изменялась при переходе со ступени на ступень.

- Комплексные исследования теплогидравлических процессов и конструктивные изменения гидравлической схемы позволили доказать работоспособность системы ГЕ-2 в проекте реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392.

В четвертой главе представлены расчетпо-эксперименталыше исследования в обоснование работоспособности системы пассивного отвода тепла в проекте РУ ВВЭР-640.

Теплообмен между защитной оболочкой (30) и окружающей средой препятствует значительному росту температуры оболочки при возможной аварии и, тем самым, повышает устойчивость оболочки от разрушения. С целью дополнительного повышения запаса эффективности 30 в перспективных АЭС предусматривается также специальная система отвода тепла. Вариант такой системы, применительно к реакторной установке ВВЭР-640 выглядит следующим образом.

Система отвода тепла от защитной оболочки предполагается состоящей из четырех независимых друг от друга каналов, каждый из которых может обеспечить отвод не менее 33 % тепла, выделяющегося при авариях с выходом теплоносителя первого и второго контуров в пределы защитной оболочки. На металлической защитной оболочке размещаются в два яруса охладители. Охладители подключаются к "своему" баку аварийного отвода тепла (БАОТ), образуя, таким образом, независимые каналы системы отвода тепла из герметичного объема реакторного отделения. Каждый канал системы содержит две секции бака аварийного отвода тепла, охладители, соединительные трубопроводы и отключающую арматуру.

Всего на наружной стороне металлической оболочки устанавливается 64 охладителя (по одному охладителю на один конструкционный стальной лист размером 4x10 м, из которых сваривается каждая обечайка оболочки). Площадь поверхности охлаждения - 1600 м2.

Проектное включение и работа системы при аварии осуществляются на пассивном принципе, использующем физические законы теплообмена, и не требуют внешних источников энергии, изменения состояния элементов схемы и действий оператора. При повышении температуры в объеме герметичной оболочки происходит разогрев защитной оболочки и водяных охладителей, размещенных на внешней стороне защитной оболочки. В результате, в замкнутом коптуре возпикает естественная циркуляция с отводом тепла к воде баков аварийного отвода тепла и от нее во внешнюю среду.

Крупномасштабная модель такой системы была изготов-леца в ГНЦ РФ-ФЭИ, и с ее помощью были проведены исследования некоторых режимов работы системы. Модель представляла собой прямоточную установку, включающую следующие элементы: смеситель, фрагмент 30, модель БАОТ и сбросной трубопровод, до которому теплоноситель поступал в БАОТ.

Модель БАОТ (рисунок б) представляла собой бак, высотой 6,5 м и диаметром 2,2 м. Ее объем примерно соответствовал доли объема натурного БАОТ, приходящейся на один короб-охладитель. Геометрические условия входа и слива теплоносителя соответствовали натурным. Сбросной трубопровод был выполнен из трубы с внутренним диаметром 150 мм при конфигурации и размерах участков, соответствующих натурным. Фрагмент ЗО представлял собой плиту, высотой 4 м и шириной 2 м. Толщина материала 30, высота и толщипа поперечных ребер также соответствовали натурным. Обогрев стенки 30 осуществлялся с помощью насыщенного пара. Охлаждение короба 30 происходило с помощью однофазного или двухфазного теплоносителя, подготовленного в смесителе. Смеситель обеспечивал достижение требуемых параметров теплоносителя на входе в короб-охладитель.

В ходе опытов было выявлено, что при достижении некоторых параметров в контуре отвода тепла от модели защитной оболочки возникали вибрации и гидроудары. Эти процессы связаны с неоднородностью температур, с пульсациями температур в потоках при их смешении и пульсациями температур в конструкциях.

Одной из особенностей двухфазных потоков в таких условиях является большое различие в плотностях фаз (в -1000 и более раз), накладывающее свой отпечаток на протекание процессов. Смешение потоков недогретой воды и пара способно приводить к разрушительным воздействиям на оборудование.

В связи с тем, что высота уровня жидкости над входом сбросного трубопровода в модель БАОТ (как и в реальной ситуации) составляет - 4 м, давление на уровне входа сбросного трубопровода должно превышать атмосферное давление на величину около 0,04 МПа. Поэтому в качестве температуры жидкости в трубопроводе принималось значение 110°С, соответствующее температуре насыщения при давлении около 0,14 МПа. Использовались три значения температуры жидкости в баке - 40, 60 и 80°С. Расходы теплоносителя по контуру системы отвода тепла были приняты равными 5, 10,15 и 20 т/час.

Выполнены расчетные оценки течений при движении в трубе двухфазных потоков (массовые паросодержания х = 0,05; 0,10; 0,15 и 0,20). Следует отметить, что реальная картина течений в таких случаях (без учета конденсационных процессов, процессов неустойчивости поверхности раздела пар-жидкость) усложняется по сравнению с однофазными потоками. Для некоторого идеализированного состояния картина течения представлена на рисунке 7. В трубе на входе в БАОТ при определенных условиях будут существовать три слоя теплоносителя:

• нижний слой в виде клина холодной жидкости, проникающей из емкости в трубу;

Рисунок 6 - Компоновка системы охлаждения защитной оболочки в проекте АЭС с ВВЭР-640

Пар

Горяч, жцдк.

Холодная жидкость

• слой жидкости, поступающей из элементов системы отвода тепла при температуре насыщения;

• слой пара, генерируемого в элементах системы отвода тепла.

Генерация пара при сохранении расхода по

системе отвода тепла приводит, с одной стороны, к повышению скоростей теплоносителя в трубопроводах, что должно препятствовать проникновению жидкости из емкости в трубу. С другой стороны, проникновению жидкости в трубу должна способствовать разница градиентов давления в БАОТ и в сбросном трубопроводе в зоне выхода теплоносителя в бак. Были проведены оценки

Рисунок 7 - Качественный характер течений возможнос™ проникновения холодной жвдкости при поступлении в емкость двухфазного по- т бака в сбросной трубопровод с использованием тока с сепарированными фазами гомогенного приближения. В рассматриваемых

случаях, как уже отмечалось, конденсационные процессы не учитывались. В качестве скорости потока в трубе при течении двухфазного потока использовалось ее среднее по объему пароводяной смеси значение. При давлении около 0,15 МПа паровой поток ввиду малой плотности пара даже при минимальном паросодержании занимает преобладающую часть сечения и этим, в первую очередь, обеспечивается динамическое воздействие на теплоноситель в емкости.

Общий вид установки «Элемент контейнмента» представлен на рисунке 8. Он состоит из

трех основных элементов: фрагмент защитной оболочки с баками-охладителями, сбросной трубопровод и БАОТ.

Фрагмент 30 представляет собой плиту высотой 4 м и шириной 2 м. Толщина и материал фрагмента 30, а также 4-х ребер соответствуют натурным. Между четырьмя ребрами смонтированы первый, второй и третий баки-охладители. Перед первым баком и после третьего выполнены смесительный полубак и сбросной полубак, соответственно.

Для прохода теплоносителя в ребрах выполнены 20 отверстий диаметром 50 мм с шагом 100 мм, расположенных по горизонтальной оси бака-охладителя.

Сбросной трубопровод выполнен из трубы диаметром 150 мм. Размеры и конфигурация сбросного трубопровода, а также геометрические условия ввода теплоносителя в БАОТ соответствуют натурным. Трубопровод содержит четыре 90-градусных поворота, что соответствует одному из натурных трубопроводов.

Модель БАОТ выполнена из бака высотой 6,5 м и диаметром 2,2 м. Его объем примерно, соответствует доли объема натурного БАОТ, приходящегося на один короб-охладитель. Геомет-

БА 1Т

Рисунок 8 - Общий вид установки «Элемент контейнмента»

рические условия ввода теплоносителя в модель БАОТ соответствуют натурным. Нижний и верхний сливы из модели БАОТ позволяют проводить эксперименты как с постоянным, так и со снижающимся уровнем воды.

Исследовались следующие вопросы:

- распределение гидравлических характеристик равновесного и неравновесного пароводяного потока по объему баков-охладителей системы СПОТ;

- течение пароводяного потока в горизонтальной сбросной трубе из верхнего бака-охладителя в БАОТ;

- взаимодействие расслоенного пароводяного потока с водой в БАОТ (возможно недогретой до кипения) и возможности возникновения вследствие этого конденсационных гидроударов.

Эксперименты показали, что гидродинамический процесс течения водяного теплоносителя по всем трактам экспериментального канала отличается большой неустойчивостью. Уже с начала процесса разогрева теплоносителя направление течения в сбросном трубопроводе регулярно менялось на противоположное с интервалом в 4 - 5 секунд. Холодный теплоноситель проникал на достаточно большое расстояние. Об этом свидетельствует возникновение заметного изменения температур по высоте в поперечном сечении сбросного трубопровода, находящемся на расстоянии 13 м от БАОТ (рисунок 9а). В результате, хсогда в сбросном трубопроводе возникло течение двухфазного теплоносителя, в баке появились гидроудары. Датчики давления зафиксировали импульсы давления в БАОТ.

При появлении в сбросном трубопроводе паровой фазы (начиная со ~1400 секунды от начала записи) изменяется и характер течения теплоносителя в модели БАОТ, о чем можно судить по характеру поведения температур воды в баке в зоне, близкой к выходу из сбросного трубопровода (рисунок 96).

Рисунок 9а - Изменение температуры теплоно- Рисунок 96 - Изменение температуры теплоносителя на входе в сбросной трубопровод сителя на выходе сбросного трубопровода

Изучены особенности истечения воды и двухфазной смеси в емкость с недогретой водой. В достаточно широкой области режимных параметров (скоростей и паросодержаний) возможно поступление более холодной жидкости из БАОТ в трубопровод, навстречу потоку охлаж-

дения 30. Определены расстояния, на которые проникает более холодная жидкость в трубопровод.

- Проведенные исследования показали, что проникновение недогретой жидкости из БАОТ в трубопровод в области рабочих режимов установки, работа в области перехода от стратифицированного к снарядному режиму течения - все эти явления являются факторами, способствующими негативным процессам - гидроударным явлениям.

- Разработаны рекомендации по увеличению динамического напора за счет уменьшения диаметра трубопровода или создания суживающих устройств на входе в БАОТ с тем, чтобы исключить попадание холодной воды из БАОТ в трубопровод и поступление пара в БАОТ.

. В пятой главе обоснованы проектные функции пассивной системы фильтрации ВВЭР путем экспериментально-расчетных исследований.

В проекте атомных станций нового поколения АЭС-92 реализована взаимосвязанная структура пассивных систем, выполняющих критические функции безопасности. Пассивные системы ГЕ-2 (залив зоны при течах), СПОТ (отвод тепла к атмосферному воздуху) и ПСФ (пассивная система фильтрации) способствуют предотвращению тяжелых аварий на АЭС при множественном отказе в системах.

Особенно тесная связь, конструктивная и энергетическая, существует между ПСФ и СПОТ, поскольку теплообмснные каналы ПСФ размещаются в тяговых шахтах СПОТ и используют тепловую энергию подогретого в СПОТ воздуха для развития гравитационной конвекции (тяги) и удаления протечек через фильтр ПСФ в атмосферу.

В состав оборудования ПСФ, рисунок 1, входят фильтровальная установка 13, содержащая фильтровальные модули, с вытяжной трубой 9, теплопередающие каналы 14, размещаемые в тяговых шахтах СПОТ 8, вентили 16, посредством которых теплопередающие каналы соединяются с межоболочечным пространством (МОП).

Работает система пассивной фильтрации следующим образом. В режимах нормальной эксплуатации реакторной установки вентили 16 ПСФ находятся в закрытом положении. Теплопередающие каналы 14, фильтровальная установка 13 и вытяжная труба 10 находятся в прогретом состоянии за счет теплообмена с горячими протечками атмосферного воздуха, проходящего через теплообменники-конденсаторы 6 СПОТ. Прогретое состояние массы этих элементов обеспечивает поддержание ПСФ в постоянной готовности к работе после открытия вентилей 16.

Вследствие нагрева протечек в теплопередающих каналах 14 происходит осушение содержащейся в протечках капельной влаги. Температура среды в воздушных теплопередающих каналах 14, в фильтровальной установке 13 и в вытяжной трубе 10 выше, чем в окружающей атмосфере, что создает разрежение в межоболочечном пространстве по отношению к атмосферному давлению и исключается неорганизованный выход протечек через наружную оболочку в окружающую среду без очистки в фильтровальной установке.

Основными проектными характеристиками ПСФ являются расходная характеристика и степень очистки среды. При этом под расходной характеристикой системы подразумевается величина протечки из внутренней оболочки, которая может бьггь очищена фильтровальной установкой ПСФ при условии обеспечения разрежения в межоболочечном пространстве.

Фактором, оказывающим отрицательное влияние на работу ПСФ и, в частности, на разрежение в МОП и расходную характеристику ПСФ, является капельная влага, т.е. водный аэрозоль в виде тумана, который может образовываться в объеме межоболочечного пространства. На

испарение капельной влага тратится тепловая энергия, что приводит к понижению температуры «горячего» столба. Длина теплообменных каналов, на которой испаряется влага, зависит от размера капель. При крупных каплях в теплообменных каналах может существовать протяженный участок с термически неравновесным потоком, содержащим капли. Капельную влагу необходимо испарить в теплообменных каналах до подхода среды к фильтровальной установке, чтобы не допустить увлажнения фильтровального материала.

Таким образом, благодаря применению в структуре систем безопасности АЭС пассивных систем и проведению очистки протечек из 30 па фильтре ПСФ, создается надежный барьер на пути распространения активности в окружающую среду от АЭС при рассматриваемых проектом запро-ектных авариях.

При аварии с потерей теплоносителя за счет выброса пара из контура давление в герметичной оболочке может достигать значения 0,5 МПа. Через неплотности внутренней защитной оболочки (микротрещины с стальной облицовке герметичной оболочки и трещины в бетоне) парогазовая смесь поступает в МОП с образованием водного аэрозоля. Образовавшийся в МОП водный аэрозоль необходимо высушить для предотвращения смачивания фильтра. Поэтому для обоснования проектных решений по ПСФ требуется знание условия образования водного аэрозоля в межо-болочечном пространстве.

Бетонный блок (рабочий участок), рисунок 10, состоял из двух плит размером 500x500 мм и толщиной 60 мм. Высота щели между плитами 0,5 мм и ширина 250 мм обеспечивались двумя металлическими прокладками из фольги толщиной 0,5 мм и шириной 20 мм, которые прокладывались с двух сторон по всей длине бетонных плит. Производили несколько пробных стягиваний болтами плит, и зазор между ними измерялся с обоих торцов бетонного блока с помощью лазерного индикатора толщины. Получено, что высота щели составляла 0,5 ± 0,005 мм.

Микроструктура в струе паровоздушной смеси, выходящей из бетонного блока, регистрировалась с помощью анализатора динамических микроструктур.

В ходе экспериментов определялись: распределение по размерам частиц, концентрация частиц, средний размер частиц и водность. Для этого выполнялись следующие измерения:

- количество конденсата при продувке шайбы паром и паровоздушной смесью (без присоединения бетонного блока);

- падение давления в ресивере во времени при истечении воздуха различной температуры;

- спектр капель и их осредненные характеристики при истечении пара и паровоздушной смеси с присоединением к шайбе цилиндрических насадок, моделирующих трещины различных размеров в бетоне защитной оболочки;

- спектр капель и их осредненные характеристики при истечении пара и паровоздушной смеси из шайбы с отверстиями 0,3 и 0,9 мм с присоединенным к ней бетонным блоком.

Были измерены спектр капель по размерам и осредненным характеристикам капельпой фракции в паровом и паровоздушном потоках без подсоединения к шайбе бетонного блока, моделирующего трещины в оболочке.

45 250 _21_

Х*ХхХ <хХхХ> Хх

Рисунок 10 - Схема щели, которая моделирует неплотности в бетонной защитной оболочке

центрирующие ЭВ8ЭД0ЧКИ

К шайбе, моделирующей неплотность в стальной облицовке герметичной оболочки, присоединялся бетонный блок, моделирующий мшсротрещины в защитной оболочке. Были проведены опыты с холодным бетонным блоком, с постепенно прогревающимся блоком за счет конденсации пара и предварительно прогретым бетонным блоком электрическими нагревателями.

Эксперименты показали, что при холодном бетонном блоке с температурой - 20°С капельная составляющая газового потока на выходе не регистрировалась как при истечении чистого пара, так и паровоздушной смеси. По мере прогревания бетонного блока на выходе из щели появлялась капельная составляющая, которая увеличивалась с ростом температуры.

На основании проведенных экспериментов по истечению пара и паровоздушной смеси через модели неплотностей в стальной облицовке и горизонтальной трещины в бетоне можно заключить, что:

- наличие водного аэрозоля па выходе из щели для заданного расхода среды определяется температурой бетонного блока, при относительно низкой температуре блока происходит полная конденсация пара на поверхности щели, по мере прогрева блока на выходе из щели в газовом потоке появляется капельная составляющая;

- влияние неконденсирующейся составляющей газового потока на характеристики водного аэрозоля незначительно.

В АЭС нового поколения в качестве системы безопасности предусматривается пассивная система фильтрации (ПСФ), которая предназначается для очистки и удаления парогазовой среды из межобо-лочечного пространства (МОП) при запроектных авариях с потерей всех источников переменного тока.-

Для обоснования проектных параметров пассивной системы фильтрации были проведены модельные экспериментальные исследования по определению тепловой мощности теплообменника, позволяющей полностью испарять водный аэрозоль.

Экспериментальный стенд, на котором проводились исследования, состоял из двух воздушных контуров - греющего и холодного воздуха. Воздушные контуры включали в себя вентиляторы низкого давления с объемным расходом до 750 м3/ч, напором 200 мм водяного столба и устройства для измерения объемного расхода.

Теплообменник «воздух-воздух», рисунок 11, состоял из теплопередшощей трубы, корпуса с охранными нихромовыми нагревателями и теплоизоляцией, входных камер холодного (нагре-

Рисунок 11 - Рабочий участок

ваемого) и греющего воздуха. Теплопередающая труба диаметром 102x2 мм изготовлена из нержавеющей стали Х18Н10Т.

Рабочий участок оснащен термопарами для измерения температуры воздуха в кольцевом зазоре и по центру трубы, наружной и внутренней поверхности теплопередающей стенки.

Эксперименты были проведены при расходе голодного (нагреваемого) воздуха -30 м3/ч. Входная температура равнялась температуре экспериментального бокса и изменялась в пределах

Расход греющего воздуха изменялся в диапазоне 0,017 - 0,075 кг/с, что соответствует изменению скоростей от 1,7 до 9,5 м/с.

Значительное увеличение тепловой мощности при одинаковых расходах греющего воздуха происходит при увеличении его входной температуры.

Полученные экспериментальные данные по тепловой мощности при различных входных параметрах воздушного потока показывают абсолютный уровень тепловой мощности теплообменника. Однако, при анализе режима работы пассивной системы фильтрации в целом важным параметром является отношение мощности к весовому расходу греющего воздуха. Эта величина косвенно характеризует и необходимую производительность теплообменников СПОТ, а, следовательно, величину их теплопередающей поверхности.

В исследованном диапазоне входных температур греющего воздуха температура внутренней поверхности теплопередающей трубы даже на ее выходе превышает 120°С. Поэтому на стенке трубы по всей ее высоте может происходить интенсивное испарение капельного аэрозоля.

При проведении экспериментов была получена зависимость мощность теплообменника от расхода и температуры треющего и холодного потоков воздуха, а также распределение температуры теплоносителей и металла теплопередающей трубы по высоте теплообменника. Показано, что тепловая мощность теплообменника прямо пропорционально зависит от величины расхода холодного воздуха.

В шестой главе представлено расчетно-экспериментальное исследование в обоснование работоспособности пассивной системы охлаждения корпуса реактора ВВЭР-1000 при тяжелой аварии с расплавлением активной зоны.

(28 -Зб)°С.

При развитии запроектной аварии с ВВЭР-1000, сопровождающейся длительным непоступлением воды в корпус реактора, происходит осушение активной зоны, ее плавление и далее возможно проплавление корпуса реактора с последующим изливом кориума в бетонную шахту.

Для ликвидации последствий такой аварии в СПб АЭП, ПКФ и НИТИ разработано устройство локализации расплава активной зоны (АЗ) за пределы корпуса ВВЭР применительно к Ляныоньганской АЭС в Китае и АЭС Куданкулам в Индии.

Рисунок 12 - Конструктивная схема экс> периментальной модели

Устройство локализации расплава АЗ состоит из 12-ти независимых водоохлаждае-

мых теплообменных секций мощностью по 2 МВт каждая. Водоохлаждаемые секции должны обеспечивать теплоотвод от кориума до полной его кристаллизации и последующее длительное хранение. Необходимо проверить работоспособность крупномасштабной экспериментальной модели водоохлождаемого теплообменного устройства локализации расплава A3 с тепловой мощностью энегровыделения 724 кВт.

Корпус модели, рисунок 12, изготовлен из листовой стали (Ст. 3) толщиной 10 мм. Высота модели 5370 мм, ширина 800 мм, горизонтальный размер 3175 мм. Радиальные размеры, высотные отметки расположения подводящих и отводящих трубопроводов воды и пара соответствуют проекту натурной конструкции. Обогрев модели осуществляется постоянным электрическим током.

Для понимания теплогидравлической обстановки в экспериментальном участке были исследованы поля паросодержаний кондуктометрическим датчиком. Конструкция датчика позволяет измерять электропроводность среды в конкретной точке исследуемого объекта.

По показаниям датчиков паросодержания, установленных вблизи нижней образующей наклонного нагревателя, паросодержание практически было равно 1 (в ряде режимов фиксировалось запаривание нижней образующей наклонного нагревателя). Датчик паросодержания, установленный в самой верхней точке модели, во всех опытах фиксировал максимальное значение паросодержания близкое к 1. Датчики паросодержания, установленные в центральной части модели, показывали практически нулевые значения.

Были проведены прямые нестационарные расчеты циркуляции двухфазной среды в экспериментальной модели с помощью кода TURBO-FLOW. На рисунке 13 приведены распределения скоростей и концентрации воды и пара в случае тепловой нагрузки 594 кВт.

Потенциал скорости отражает составляющую средней скорости, вызванную генерацией пара и расширением среды. Эта составляющая скорости перпендикулярна изолиниям потенциала. Функция тока отражает составляющую средней скорости, вызванную естественно-конвективным движением из-за разности плотностей. Эта составляющая скорости параллельна изолиниям функции тока.

Максимальная скорость кипящей воды вблизи нагреваемой стенки для тепловой нагрузки 350 кВт и 594 кВт составляет ~6,0 м/с и -7,7 м/с соответственно. Из-за высокой скорости уровень воды имеет характерный подъем вблизи пагреваемой стенки, видимый на рисунках влагосодержа-ния. Этот подъем улучшает охлаждение нагреваемой стенки на большой высоте. Высокие скорости способствуют также захвату пара на опускном участке течения.

Влагосодержание вблизи нагреваемой стенки в верхней ее части составляет -23% для тепловой нагрузки 350 кВт и ~11 % для тепловой нагрузки 594 кВт соответственно.

Следует отметить, что после начала кипения часть воды выбрасывается через переливной трубопровод. Ко.1шчество выбрасываемой воды составляет -7,5-10 % от первоначального объема воды. Таким образом, начальный уровень заливки может быть ниже отметки переливного патрубка на - 0,4- 0,5 м.

Унос влаги в паровой трубопровод при тепловой нагрузке 350 кВт пренебрежимо мал. При тепловой нагрузке 594 кВт унос влаги составляет-0,135 кг/с, что сопоставимо с расходом подпитки воды для поддержания уровня (-0,375 кг/с). В связи с этим были выполнены расчеты изменения уноса влаги при выкипании воды и снижении уровня.

ЯОс» 717. НСпК 1 а!*».

Рисунок 13 - Функция тока и распределение влагосодержания. Тепловая нагрузка 594 кВт. Уровень воды 86 % от начальной заливки

Для оценки снижения уноса влаги были выполнены расчеты для нескольких вариантов направляющих устройств, размещенных в паровом пространстве при высоком уровне воды. Подъем уровня воды при кипении вблизи нагреваемой стенки, выше его среднего значения, позволяет охлаждать стенку при меньшем количестве первоначально залитой воды.

Экспериментально проверена работоспособность крупномасштабной экспериментальной модели водоохлаждаемого теплообменного устройства локализации расплава АЗ при достигнутой тепловой мощности 724 кВт, что превышает проектную мощность на 180%. Удельная тепловая нагрузка на вертикальном нагревателе достигала д1=0,527 МВт/м2, а на наклонном нагревателе Я2=0,088 МВт/м2. В исследуемом диапазоне изменения параметров кризиса теплообмена на нагревательных элементах не зафиксировано.

Экспериментально установлено, что кипение воды в устройстве устойчивое без пульсаций и колебаний. Уносимая влага охлаждает поверхность нагревателей, однако следует отметить, что в ряде режимов на поверхности наклонного нагревателя датчики паросодержания фиксировали запаривание поверхности (<р»1). В нижней части модели даже при мощности нагревателя 635,5 кВт при достаточно интенсивном кипении температура воды не поднималась выше 35°С.

Разработана расчетная программа по изучению структуры течения кипящей воды в экспериментальной модели. Согласно расчетам установлено, что требования по надежному охлаждению нагреваемой стенки и минимальному уносу влаги в паровой трубопровод выполняются, если количество воды в устройстве составляет ~92-83 % для 350 кВт и ~8б-80 % для 594 кВт от заливки до уровня переливного трубопровода. Оцененная допустимая тепловая нагрузка - 600 кВт. Для повышения допустимой тепловой нагрузки (до 875 кВт) рекомендуется установить на нагреваемой поверхности перфорированные полосы.

В седьмой главе приведены исследования протекания пароциркониевой реакции в условиях повторного охлаждения активной зоны.

Интерес исследователей к кинетике пароциркоилевой реакции обусловлен широким применением циркониевых сплавов в качестве оболочек твэлов ядерных реакторов. Работа в этом направлении особенно важна в связи с проблемой безопасности лля прогнозирования сцепариев развития тяжелых аварий с потерей теплоносителя в первом контуре реактора, когда имеет место оголение активной зоны и высокотемпературное взаимодействие оболочек твэлов с паром. В совокупности физических процессов, присущих тяжелой аварии, пароциркониевая реакция является определяющей: она сопровождается образованием большого количества водорода, который в смеси с воздухом взрывоопасен, существенно влияет на механические и прочностные характеристики оболочек твэлов и т.д.

В диссертации кинетика пароциркониевой реакции исследована с использованием имитаторов твэл, обогреваемых прямым пропусканием переменного тока. Выбранный в качестве меры реакции выход водорода определил разработку методики одновременной регистрации во времепи температуры поверхности имитатора и объема выделившегося водорода в изотермических и неизотермических режимах. Исследования проведены также с целью получения новых данных по влиянию зшшва имитатора на кинетику пароциркониевой реакции.

Методика измерения объема водорода, образовавшегося в процессе пароциркониевой реакции, основана на выделении водорода из пароводородной смеси конденсацией паровой фазы. Для злого пароводородная смесь из модели сборки подавалась в подъемную трубку конденсатора-холодильника. Отделенный таким образом водород собирался в сборнике водорода, из которого он вытеснял эквивалентный объем воды в вытеснительную емкость. Этот объем воды при известных геометрических размерах сборпика водорода пропорционален изменению в нем уровня воды, который измерялся датчиком давления «Сапфир-22ДЦ».

Эксперименты "введено-найдено" были проведены при разных расходах пара, скоростях ввода газа от 0,2 до 40 см3/с (полный вводимый объем не менялся и составлял 20 см3). Газы: воздух, аргон. Во всех экспериментах разница между введенным и найденным объемами газов находилась в пределах 0-2 см3.

Помимо прямого измерения введенного объема газа датчиком водорода возможно его измерение по показаниям датчика уровня воды в вытеснительной емкости.

На рисунке 14 представлены результаты одновременной записи показаний термопар по длине имитатора и показаний датчика объема водорода.

• 10« 204 100 4М «00 дао

Имитатор № 2. Опыт 1

Рисунок 14 - Запись показаний термопар по длине имитатора и датчика объема водорода

За время опыта выделилось 400 см3 водорода. Очевидным результатом этого эксперимента является увеличение темпа выхода водорода. Особенностью процесса окисления сплава 7л + 1% МЬ, отмеченной в ряде работ, является наличие перегибов на кривой зависимости привеса образцов по кислороду от времени. Образцы испытывались в изотермических условиях. Было установлено, что перегибы связаны с нарушением целостности оксидной пленки на поверхности образца из-за разности молярных объемов металлического циркония и его окисла, приводящей к интенсификации транспорта кислорода к поверхности циркония. Механизм разрушения включается при достижении образцом критического привеса или критической толщины оксидной пленки. Этим параметрам соответствует и критическое время экспозиции образца в паре. Для используемого в данной работе метода контроля за пароциркониевой реакцией аналогом критического привеса является критический объем выделившегося водорода, которому также соответствует критическое время экспозиции образца в паре. Значение критического времени одинаково для двух методик и его удобно использовать для сравнения полученных с их помощью кинетических кривых окисления.

Перелом кинетической кривой при температуре имитатора 800°С наступает после выдержки образца в варе в течение » 400 минут.

- Проведены эксперименты и получены новые данные по кинетике изотермического окисления в потоке пара имитаторов твэл с оболочкой из сплава Ъ г + 1% ЫЬ, обогреваемой прямым пропусканием тока, при температурах 800 и 900°С. Определено критическое значение объемного выхода водорода с единицы поверхности при достижении которого происходит растрескивание оксидной пленки и изменение кинетики выхода водорода (перелом кинетической кривой) как Ук-р = 5,4 см3/см2.

- Получены количественные данные по влиянию залива имитатора на последующую кинетику его окисления. Показано, что залив имитатора вызывает увеличение выхода водорода по сравнению с имитатором не подвергавшемуся заливу при равных начальных значениях У= Укр и температурах. Предложены простые формулы для расчета выхода водорода с единицы поверхности имитатора до перелома кинетической кривой окисления и после него.

- При повторном заливе имитатора твэл, нагретого до 800°С, он может сохранять высокую работоспособность в течение нескольких часов. При этом следует ожидать большого запаса пластичности по всей длине твэла, что весьма важно при последующем демонтаже.

- Более сложная ситуация складывается при заливе имитатора твэл, температура которого достигает 900°С. В этом случае наряду с участками, которые способны сохранять работоспособность, следует ожидать наличие участков с весьма малым запасом пластичности из-за насыщения значительного слоя металла кислородом. При этом время пригодности к дальнейшей эксплуатации значительно сокращается, о чем можно косвенно судить по зависимости выхода водорода при заливе. При этом наиболее вероятными участками хрупкого разрушения будут участки вблизи дистанционирующих элементов, способствующих задержке фрагментов жидкости, и, как следствие, "локальному заливу".

Заключение

В диссертационной работе выполнены комплексные исследования неравновесных тепло-гидравлических процессов для обоснования работоспособности пассивных систем безопасности в водо-водяных реакторных установках на крупномасштабных полногабаритных теплогидравличе-ских стендах. Расчетно-экспериментальные исследования различных физических принципов действия в пассивных системах, выполняющих функции безопасности, позволяют обосновывать их надежную работу. Исследованы процессы в пассивных системах обеспечения безопасности реакторных установок и обоснована их работоспособность.

1 Исследован нестационарный теплообмен при наружном охлаждении сферической поверхности модели днища корпуса реактора (масштаб 1:10) недогретой водой при давлении до 0,5 МПа. Кориум моделировался расплавом Pb-Bi при температуре (500 - 600)°С, а объемное тепловыделение создавалось спиралеобразным ТЭНом.

Охлаждение модели корпуса (~ 600°С) начиналась с пленочного кипения, которое переходило в пузырьковое кипение. Максимальный тепловой поток достигал 1,95 МВт/м2 при недог-реве 70 град.

2 Обоснована работоспособность и надежность пассивной системы безопасности ГЕ-2 при существенной термической неравновесности процессов взаимодействия насыщенного пара и холодной воды в гидроемкостях и доказано, что реальная система будет выполнять свою функцию.

Обоснование проектной функции системы ГЕ-2 проведено на крупномасштабном тепло-гидравлическом стенде, моделирующем одну группу гидроемкостей второй ступени реакторной установки индийской атомной станции «Куданкулам».

Стабильная расходная характеристика была получена благодаря исследованиям неравновесных термодинамических процессов и надежной компенсации отрицательного влияния неравновесных конденсационных процессов в пассивной системе ГЕ-2 залива активной зоны. Это было достигнуто при выполнении следующих условий:

- установка в верхней части гидроемкостей дырчатого листа;

- размещение внутри гидроемкостей парового коллектора;

- отказ от внешнего профилирующего расход коллектора с отверстиями и размещение его внутри гидроемкости.

Благодаря такой модернизации выход на стабильную расходную характеристику был за 50-80 секунд после открытия клапана па паровой линии.

3 Экспериментально-расчетные исследования в обоснование работоспособности системы пассивного отвода тепла для проекта РУ ВВЭР-640 были выполнены на крупномасштабной модели системы. Проведенные исследования показали, что проникновение недогретой жидкости из бака аварийного отвода тепла (БАОТ) в трубопровод способствовали негативным процессам -гидроударным явлениям, а рекомендации, проверенные экспериментом, позволили исключить эти явления в системе.

4 Обоснована пассивная система фильтрации, предназначенная для очистки и удаления парогазовой среды из межоболочечного пространства, которая является надежным барьером на пути распространения активности в окружающую среду от АЭС. При аварии с потерей теплоносителя за счет выброса пара из контура через неплотности внутренней защитной оболочки, парогазовая смесь может поступать в МОП с образованием водного аэрозоля. Исследованы условия образования водного аэрозоля и его испарения (высушивания) для предотвращения смачивания

фильтра, а также теплообменные характеристики теплообменника <воэдух-воздух». Подтверждены проектные характеристики пассивной систему фильтрации.

5 Для обоснования работоспособности пассивной системы локализации последствий тяжелой аварии с проплавлением корпуса РУ ВВЭР, разработанной СПб АЭП, ПКФ концерна Росэнергоатом и НИТИ им. А.П.Александрова были проведены эксперименты на водоохлаждаемой секции полномасштабной локапизационной модели (1/12 часть). Независимый обогрев сферической и вертикальной стенок модели позволил имитировать условия охлаждения корпуса реактора

Экспериментально установлено, что требование по надежному охлаждению нагреваемой стекки и уносу пара выполняется.

6 Разработана оригинальная методика по исследованию кинетики пароциркониевой реакции с использованием оболочек ТВЭЛ, обогреваемых прямым пропусканием переменного тока с одновременным измерением температуры поверхности и определением объема выделившегося водорода в изотермических и неизотермических условиях.

Проведены эксперименты и получены новые данные по кинетике изотермического окисления в паровой среде оболочек из сплава Zr + 1% Nb при температурах 800 и 900°С. Предложены формулы для расчета выхода водорода с единицы поверхности имитатора.

Основное содержание диссертации опубликовано в следующих работах:

1 Исследование влияния капельного орошения поверхности на скорость окисления циркониевых оболочек в пару при температурах 700 - 800°С / Калякин С.Г., Волчек А. М., Джусов Ю. П., Ефанов А. Д., Лиханский В.В., Матвеев Л. В., Хоружий В. В., Штейн Ю. Ю., Шумский Р. В. / Теплофизика-98: Труды международной конференции "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. Обнинск, 26-29 мая,1998».- Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ.-1998.-Т. 2.

2 The Effect of Flowrate of Subcooled Water on Boiling from Down-Facing Curved Surface (Влияние расхода недогретой воды на кипение на обращенной вниз поверхности) / Yefanov A.D., Kalyakin S.G., Grabezhnaya V.A., Qrachov N.S./ Proc. of the International Topical Meeting on Advanced Reactor Safety. ARS'97. Orlando, Florida, USA, June 1-5.1997. Vol. 2.

3 Experimental Study of Steam-Zirconium Reaction Proceeding at Modelling Accident Situation in a PWR Core (Экспериментальное исследование пароциркониевой реакции при моделировании аварийной ситуации в активной зоне водоохлаждаемых реакторов)/ Dzhusov Yu. P., Kalyakin S.G., Stein Yu. Yu., Shumsky R. V./ Proceedings of the International Topical Meeting on Advanced Reactor Safety, Orlando, Florida, USA, June 1 - 5, 1997. Vol. 1.

4 Modeling the Effect of a Steam-Zirconium Reaction in a LWR Core During an Accident (Моделирование влияния пароциркониевой реакции в активной зоне легководных реакторов при аварийных условиях) / Dzhusov Yu. P., Efanov A. D., Kalyakin S.G., Shumsky R. V., Stein Yu. Yu. / Transactions of the American Nuclear Society, 1998, Vol. 79

5 Интенсификация теплообмена при охлаждении дншца корпуса реактора в обоснование удержания кориума в корпусе ВВЭР / Грачев Н.С., Грабежная В.А., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Логинов Н.И., Михеев А.С., Чулков Б.А / Сб. «Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов»,-М.:ЦНИИАТОМНФОРМ.- 1998.-Вып. 1.

6 The Effect of Droplet Sprinclmg on the Oxidation Kinetics of Zirconium Cladding in Steam (Влияние капельного орошения на кинетику пароциркониевой реахции)/ Dzhusov Yu.P., Efanov A.D.,

Khoruzhii О.V., Kalyaicin S.G., Likhanskii V.V., Malynkin V.G., Matweev L.V., Shumsky R.V., Stein Yu.Yu., Volchek A.M. / Nuclear Engineering and Design. -1999,-Vol. 192.- No. 2.

7 Исследование теплогидравлических характеристик элементов системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки реакторной установки ВВЭР-640 / Сердунь Н.П., Безлепкин В.В., Каля-кин С.Г. / Теплофизика-99: Тр. отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС». - Обнинск, 28-30 сентября 1999.

8 Расчетно-экспериментальное изучение теплогидродинамических процессов в теплообменнике устройства локализации расплава реактора ВВЭР-1000/ Грачев Н.С., Грановский B.C., Каля-кин С.Г., Сидоров A.C., Хабенский В.Б., Щербаков С.И. / Теплофизика-99: Тр. отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС». - Обнинск, 28-30 сентября 1999.

9 Крупномасштабный теплогидравлический стенд для обоснования проектных функций пассивного залива ГЕ-2 проекта РУ-392 / Беркович В.М., Капякин С.Г., Малышев А.Б., Ремизов О.В., Таранов Г.С. / Тр. отраслевой конференции «Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР». -С-Петербург, 12-14 сентября 2000.- С-Пб.: ГНИПКИ СП6АЭП,2000.

10 Исследование взаимодействия оболочек имитаторов твэлов реактора типа ВВЭР из циркониевого сплава с парокапелышм потоком в условиях, моделирующих аварийные ситуации с потерей теплоносителя/ Джусов Ю.П., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Штейн Ю.Ю., Шумский Р.В., Спиченков A.C. / Международный конгресс «Энергетика-3000», ОИАТЭ. - Обнинск, 16-20 октября, 2000,- С. 48-51.

11 Современные разработки пассивных систем охлаждения активной зоны для новых проектов АЭС / Калякин С.Г., Ремизов О.В., Морозов A.B. / Международный конгресс «Энергетика-3000», ОИАТЭ. - Обнинск, 16-20 октября, 2000,- С. 55-57.

12 Обоснование проектной функции системы пассивного залива второй ступени на крупномасштабном стенде / Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Ремизов О.В., Морозов A.B./ Сб. трудов 2-ой Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР».- Подольск, 2001.-Т. 5.-С.116-124.

13 Исследования поведения поверхности имитаторов твэл с оболочкой из сплава Zr + 1 % Nb при их капельно-струйном орошении и при заливе / Андреева-Андриевская JI.H., Калякин С.Г., Шумский Р.В., Штейн Ю.Ю., Самохин С.В. / Тр. 2-ой научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». - Подольск, 19-23 ноября, 2001.

14 Структура пароводяного потока и особенности его сепарации в каналах большого сечения / Ремизов О.В., Калякин С.Г., Климанова Ю.В., Сердунь Н.П / Тр. 3-й Российской Нац. конф. по теплообмену. 22-25 октября 2002 г. - М.: МЭИ, 2002. - Т. 5. - С. 64-67

15 Экспериментальные исследования по обоснованию системы пассивного залива второй ступени реактора ВВЭР-1000 / Малышев А.Б., Ефанов А.Д., Калякин С.Г. / Теплоэнергетика.- 2002. - № 12,- С.62-64.

16 Экспериментальное обоснование расходной характеристики пассивной системы залива ГЕ-2 и оптимизация конструкции гидроемкостей / Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Ремизов О.В., Морозов A.B., Таранов Г.С., Беркович В.М., Драгунов Ю.Г., Подшибякин А.К., Зайцев С.И. / Сб. научных трудов ГНИПКИИ «Атомэнергопроект».- М.; Изд-во АЭП, 2003. - Вып. 4.-С.З-8,

17 Калякин С.Г., Ремизов О .В., Малышев А.Б., Морозов A.B. Экспериментальное обоснование системы пассивного залива ГЕ-2 на крупномасштабном теплогидравлическом стенде: препринт ФЭИ № 2966,-Обнинск: ГНЦ-РФ - ФЭИ, 2003.

18 Экспериментальное обоснование расходной характеристики пассивной системы залива реактора ГЕ-2 и оптимизация конструкции гидроемкостей / Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Таранов Г.С Морозов A.B., Ремизов О.В. / Сб. трудов 3-ей Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". - Подольск, 2003. - Подольск: ОКБ «Гидропресс»,-2003.-Т. 6.

19 Крупномасштабный полнонивелирный теплогидравлический стенд ГЕ-2М для исследований совместной работы пассивных систем безопасности в реакторной установке ВВЭР-1000 / Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Таранов Г.С., Морозов A.B., Ремизов О.В. / Сб. трудов 3-ей Всероссийской научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". -Подольск 2003. - Подольск: ОКБ «Гидропресс»,- 2003. - Т.5.

20 Обоснование проектных функций системы пассивного залива ГЕ-2 усовершенствованного проекта АЭС с реактором ВВЭР / Калякин С.Г., Юрьев Ю.С., Климанова Ю.В., Морозов A.B., Ремизов О.В. /Изд. ИАТЭ. Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2003. - № 2. - С.94-101.

21 Верификация расчетного кода МАСТЕР-2 по результатам экспериментов на крупномасштабном теплогидравлическом стенде ГЕ-2 / Калякин С.Г., Юрьев Ю.С., Климанова Ю.В., Морозов A.B., Ремизов О.В. / Изд. ИАТЭ. Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2003, - № 2. -С.102-109.

22 Система гидроемкостей второй ступени ГЕ-2 для пассивного отвода тепла от активной зоны реактора ВВЭР и теплогидравлическое обоснование ее работоспособности / Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Морозов A.B., Ремизов О.В., Беркович В.М., Таранов Г.С. / Международная конференция "VVER-2004 experience and perspectives", Прага, Чехия. 19-22 октября 2004.

23 Особенности течения парогазовой среды через щели защитной оболочки АЭС / Калякин С.Г., Цыганок A.A., Таранов Г.С., Григорьев М.М. / Атомная энергия,- 2004,- Т. 97 вып. 5,-С. 333-338.

24 Пассивные системы аварийного охлаждения активных зон реакторов в современных проектах АЭС и пути их дальнейшего совершенствования/ Копытов И.И., Беркович В.М., Таранов Г.С. Калякин С.Г., Ремизов О.В., Морозов A.B. / Сб. научных трудов ГНИПКИИ «Атомэнергопро-ект». - М.: Изд-во АЭП, 2005. - Вып. 6.- С.3-17.

25 Экспериментальное исследование неравновесных теплогидравлических процессов в новой системе пассивного залива активной зоны реактора ВВЭР / Калякин С.Г., Морозов A.B., Ремизов О.В., Цыганок A.A. / 11м международная конференция по термогидравлике ядерных реакторов (NURETH-11). - Авиньон, Франция, 2-6 октября, 2005. - №-307.

26 Патент на изобретение РФ «Гидроемкость для пассивной системы аварийного залива» реактора МПК G21 С 15/18 RU 224.7434 С1 от 30 июля 2003, зарег. 27.02.2005 / Малышев А.Б., Беркович В.М., Таранов Г.С,, Коршунов A.C., Калякин С.Г., Ремизов О.В., Драгунов Ю.Г., Подпшбякин А.К., Зайцев С.И., Шумский А.М, / Бюллетень № б, 27.02.2005.

27 Разработка и обоснование технологии удаления неконденсирующихся газов для обеспечения работоспособности системы пассивного отвода тепла/ Беркович В.М., Коршунов A.C., Таранов Г.С., Калякин С.Г., Ремизов О.В., Морозов A.B. / Атомная энергия,- Январь 2006.-Т.100.-Вып.1.

Подписано к печатиЮ,09.2007 г. Формат 60x84 1/16. Усл.п.л.0,9. Уч.-изд.л.2,4.

_Тираж 50 экз. Заказ № 17г____

Отпечатано в ОНТИ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., ФЭИ.

ВВЕДЕНИЕ.

1 РЕТРОСПЕКТИВНЫЙ ОБЗОР НОВЕЙШИХ РАЗРАБОТОК ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВО ДО-ВОДЯНЫМИ РЕАКТОРНЫМИ УСТАНОВКАМИ (СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА).

1.1 Пассивные системы аварийного залива активной зоны и отвод остаточного тепловыделения.

1.1.1 Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя.

1.1.2 Пассивные системы безопасности реактора ВВЭР-640 с РУВ-407.

1.1.3 Пассивные системы безопасности реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392.

1.1.4 Пассивные системы безопасности реакторов типа Advanced Passive (АР).

1.1.5 Пассивные системы безопасности реактора ЕР1000.

1.1.6 Пассивные системы безопасности реактора APWR+.

1.1.7 Пассивные системы безопасности реактора IRIS [45].

1.2 Анализ теплогидравлических представлений об отводе тепла от днища корпуса к воде в бетонной шахте реактора.

1.2.1 Особенности теплообмена на обращенных вниз поверхностях.

1.2.2 Эксперименты на крупномасштабных моделях днища корпуса реактора.

1.3 Системы пассивного отвода тепла и пассивной фильтрации АЭС нового поколения.

1.3.1 Пассивные системы отвода остаточного тепла.

1.3.2 Пассивные системы фильтрации.

1.4 Водородная взрывобезопасность АЭС.

1.4.1 Критерии водородной взрывобезопасности.

1.4.2 Выбор производительности и мест размещения пассивных каталитическихрекомбинаторов водорода.

1.5 Выводы и задачи комплексного исследования по обоснованию пассивных систем безопасности АЭС нового поколения на основе мирового опыта проектирования и эксплуатации атомных станций.

2 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛООБМЕНА ПРИ ОХЛАЖДЕНИИ ДНИЩА КОРПУСА РЕАКТРА В ОБОСНОВАНИЕ УДЕРЖАНИЯ КОРИУМА В КОРПУСЕ ВВЭР.

2.1 Схема экспериментального стенда.

2.2 Экспериментальный участок, методика экспериментов и обработки опытных данных.

2.3 Излив расплава Pb-Bi в холодный корпус модели, охлаждение водой корпуса модели.

Выводы из главы 2.

3 ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОЕКТНЫХ ФУНКЦИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ГЕ-2 ЗАЛИВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000.

3.1. Особенности теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2.

3.2 Оборудование и экспериментальные исследования на крупномас-штабном стенде.

3.3 Методические вопросы исследования проектных функций системы ГЕ-2.

3.4 Исследование расходной характеристики стенда ГЕ-2.

Выводы из главы 3.

4 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ

РАБОТОСПОСОБНОСТИ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ВВЭР-640.

4.1 Особенности течений в системе труба-емкость при температурной неоднородности и некоторые расчетные оценки применительно к системе аварийного охлаждения.

4.1.1 Режимы течения и параметры двухфазных потоков в горизонтальных трубах.

4.1.2 Конденсационные гидроудары и условия их возникновения.

4.2 Экспериментальные исследования на стенде установки элемент контейнмента (ЭК).

4.3 Экспериментальные исследования на стенде малой модели сбросного трубопровода и БАОТ.

Выводы из главы 4.

5 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАССЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ПРОЕКТНЫХ ФУНКЦИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЛЬТРАЦИИ ВВЭР-1000.

5.1 Оптимизация конструкции воздушного тракта СПОТ.

5.2 Экспериментальное исследование выноса водного аэрозоля на модели микротрещины защитной оболочки АЭС.

5.3 экспериментальные исследования тепловой мощности теплообменника «воздух-воздух» в пассивной системе фильтрации протечек в АЭС.

ВЫВОДЫ ИЗ ГЛАВЫ 5.

6 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ЛОКАЛИЗАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ ВВЭР-1000.

6.1 Экспериментальная модель и методика эксперимента.

6.2 Расчетные исследования структуры течения кипящей воды в экспериментальной модели.

Выводы из главы 6.

7 ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ПРОТЕКАНИЯ ПАРОЦИРКОНИЕВЫХ РЕАКЦИЙ В УСЛОВИЯХ ПОВТОРНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.

7.1 Экспериментальное исследование кинетики пароциркониевой реакции.

7.2 Проведение экспериментов.

7.3 Результаты экспериментов и их обсуждение.

7.4 Обобщение экспериментальных данных по выходу водорода.

7.5 Металлографическое исследование имитаторов.

Выводы из главы 7.

Потребность в создании высокоэффективных, экологически чистых источников энергии привела к появлению в промышленно развитых странах новой отрасли -атомной энергетики. Однако потенциальная опасность использования атомной энергии в крупномасштабном энергетическом производстве, проявившаяся в авариях на АЭС "Три Майл Айленд" (США 1979) и Чернобыльской АЭС (1986), существенно подорвало доверие населения к атомной энергетике.

В результате, интенсивное развитие атомной энергетики в большинстве развитых стран, начавшееся с пуска в г. Обнинске Первой в мире АЭС [1], заметно замедлилось, а ряде стран приостановилось.

В то же время, в обозримом будущем реальной альтернативы атомной энергетики в общем развитии мировой энергетики нет. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с необратимыми катастрофическими последствиями для окружающей среды и человечества выбросами в атмосферу продуктов сгорания [2, 3].

В этих условиях особое значение приобретает глобальный пересмотр концепции безопасности АЭС на всех стадиях - нормальной эксплуатации, плановых и аварийных остановках, вывода из эксплуатации. Должны быть пересмотрены подходы к определению места и роли атомной энергетики в мировой экономике, пути и темпы ее развития. Необходимо выработать новые условия и требования к техническому состоянию АЭС, к надежности и эффективности методов и средств обеспечения их безопасности. При этом сроки, отпущенные на реализацию и новый этап интенсивного развития атомной энергетики, крайне ограничены.

Комплексное решение проблемы обеспечения безопасности и надежности АЭС базируется на поэтапном решении следующих задач:

- выбор площадки строительства АЭС со всем комплексом изыскательских работ и технико-экономического анализа;

- выбор типа реакторной установки и ее основных параметров [4];

- проектно-конструкторские разработки реактора, реакторной установки и АЭС в целом;

- строительство зданий, сооружений, инженерных систем и коммуникаций;

- разработка и изготовление основного и вспомогательного реакторного, технологического и электротехнического оборудования;

- проверка и обеспечение устойчивости зданий, сооружений и ответственных за безопасность систем и оборудования к внешним экстремальным воздействиям природного и техногенного характера - сейсмическим воздействиям, падениям самолетов, ураганам, случайным и преднамеренным взрывам и т.п.

В то же время гарантия ядерной и радиационной безопасности АЭС в значительной степени обеспечивается совершенством, надежностью и достаточностью специальных защитных систем.

В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы [2, 3]:

• Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

• Инвестиционная программа электроэнергетики России до 2015 года, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.

В соответствии с указанными директивными документами, целевой задачей атомной энергетики является повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.

Анализ программных документов развития атомной энергетики показывает, что в ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигурации новых проектов АЭС с ВВЭР и прежде всего, определить технические решения и меры, повышающие безопасность новых проектов.

Достижение безопасной работы АЭС необходимо для действующих сейчас в мире значительного числа АЭС, но особенно, для вновь создаваемых АЭС.

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Новые АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависят от ошибок персонала.

Рассматривая, как решались проблемы безопасности в процессе развития атомной энергетики можно отметить следующие:

- толкование термина безопасность и содержание технологических целей для ее достижения решалось и углублялось в ходе самого процесса развития атомной энергетики. Этот процесс имеет место и сейчас. Можно ожидать смещения целей безопасности АЭС 21 века в сторону реализации технологий внутренней самозащищенности энергетических реакторов, хотя сейчас таких требований регулирующие органы и нормативно-технические документы не предъявляют;

- хорошо заметна динамика целей в ретроспективе: принципы и цели глубокоэшелонированной защиты возникли именно тогда, когда созрели соответствующие концепции и технологии. Тоже можно ожидать с пассивными технологиями и др. Каждому этапу развития атомной энергетики соответствует та отметка на шкале безопасности, которую может обеспечить уровень развития науки и техники, т.е. в пределах каждого этапа развития реализуется предельно возможный и экономически целесообразный уровень безопасности;

- действующие в настоящее время блоки АЭС будут продолжать работу, если экономически целесообразны меры, позволяющие скомпенсировать отклонения от требований новых нормативных документов, которые в свою очередь будут соответствовать достигнутому уровню науки и техники.

Атомные станции 21 века - это источник энергии, обладающий, по крайней мере, следующими свойствами:

- экономичность производства электроэнергии и/или тепла по сравнению с альтернативными источниками;

- безопасность производства, выражающаяся в отсутствии превышения индексов отрицательных воздействий на окружающую среду и/или ограничения жизнедеятельности населения на территории за оградой промплощадки АЭС при любых возможных ситуациях;

- низкая чувствительность к человеческому фактору;

- высокая надежность производства энергии, в том числе в условиях особых природных явлений, техногенных и социальных событий;

- способность экономичной работы в пиковой и полупиковой частях графика нагрузок, поддержание в требуемых пределах частоты и мощности в энергосистемах.

Развитие атомной энергетики осуществляется на основе использования опыта эксплуатации блоков-предшественников. На основе этого опыта в России сформирована хорошая нормативная, научно-экспериментальная и промышленная базы. Сформированы коллективы, обладающие опытными высококвалифицированными кадрами.

Российская атомная энергетика способна решать вопросы, которые ставит перед ней 21 век.

Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощностью с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам РУ нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99, АЭС-92 и РУ 484.

При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнения основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.

В настоящий период по российским проектам за рубежом строится 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии. В основу технических решений по обеспечению безопасности двух энергоблоков АЭС в Китае положена концепция АЭС-91/99. Два энергоблока АЭС в Индии создаются на базе концепции АЭС-92. Опыт лицензирования этих проектов в надзорных органах Китая и Индии, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора рациональных решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР.

В данной работе представлены результаты исследований, выполненных в Государственном научном центре Российской федерации - Физико-Энергетическом институте в рамках обоснования проектных функций пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР-640, АЭС-92, АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Эти исследования выполнялись в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНИИПКИ Атомэнергопроект (г. Москва), СПбАЭП (г. Санкт-Петербург).

Актуальность темы

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала.

В новых АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивные) и они не зависят от действий персонала.

В целях достижения приемлемого уровня самозащищенности в проекты реакторных установок нового поколения внесены принципиально новые системы -пассивные системы безопасности.

В настоящей диссертационной работе представлены результаты исследований, выполненных автором в рамках исследовательских работ по обоснованию проектных функций пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения.

Цель работы

Целью работы является экспериментальное и расчетно-аналитическое обоснование существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и комплексное обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР.

Научная новизна

1 Предложены и обоснованы комплексные подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных систем безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

2 Проведено расчетно-экспериментальное обоснование проектных функций системы аварийного залива активной зоны ГЕ-2 и экспериментально доказана ее работоспособность.

3 Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.

4 Исследованы особенности течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, и выработана рекомендация как исключить условия возникновения гидроударов и повысить устойчивость системы.

5 Выполнен расчетно-экспериментальный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях.

6 Выполнены расчетно-экспериментальные исследования в обоснование удержания расплава кориума в устройстве локализации.

Практическая ценность работы

Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности.

Эти рекомендации реализованы во вновь проектируемых АЭС - 92 , АЭС «Куданкулам».

Предмет защиты

Автор защищает:

• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;

• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;

• Обоснование работоспособности системы ГЕ-2.

• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;

• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР средней мощности;

• Результаты исследований устройства удержания расплава в пределах шахты.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.

Личный вклад автора.

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор, НВ АЭС-2, АЭС «Куданкулам» в Индии и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке расчетных и экспериментальных исследований в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

14

Апробация материалов диссертации.

Результаты работы докладывались на всероссийских и международных конференциях и совещаниях в Москве, Санкт-Петербурге, Подольске, Обнинске, Удомле, Брюсселе, Праге, Ницце, Балтиморе, Арлингтоне.

Настоящая диссертация обобщает результаты многолетней работы большого коллектива под руководством автора. Без активной работы сотрудников отдела проблем безопасности атомных станций с водоохлаждаемыми реакторами она была бы невозможна.

Выражаю признательность директору института тепломассообменных процессов в ЯЭУ доктору технических наук А.Д. Ефанову за инициирование и постоянную поддержку, а также Ремизову О.В. за ценные советы и помощь при оформлении диссертации.

Много сделали службы отделения и ГНЦ РФ-ФЭИ для сооружения стендов, им автор выражает особую благодарность.