Исследование нестационарных теплогидравлических процессов в аварийных режимах с потерей теплоносителя применительно к первому контуру ЯЭУ с водо-водяным реактором тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Гашенко, Мария Петровна

• Гашенко, Мария Петровна
• кандидат технических наук
• 1999

Оглавление диссертации кандидат технических наук Гашенко, Мария Петровна

Основные термины, сокращения, условные обозначения.

Введение.

Глава 1. Исследования нестационарных теплогидравлических процессов в аварийных режимах применительно к ЯЭУ с водо-водяными реакторами с целью обоснования их безопасности (состояние вопроса)

1.1 Об анализе безопасности ЯЭУ и вопросах верификации расчетных теплогидра влических кодов.

1.2 Интегральные теплофизические стенды и экспериментальные исследования.

1.2.1 Интегральные стенды, моделирующие Р\УИ.

1.2.2 Интегральные стенды, моделирующие ВВЭР-440.

1.2.3 Интегральные стенды, моделирующие ВВЭР-1000.

Выводы по главе 1.

Глава 2. Экспериментальные стенды (принцип моделирования, конструктивные особенно сти, система измерений и методика проведения исследований).

2.1 Интегральный теплофизический стенд МТ.

2.2 Интегральный теплофизический стенд ИСБ-ВВЭР.

Выводы по главе 2.

Глава 3. Экспериментальная часть.

3.1 Результаты экспериментов на стенде МТ и их анализ (влияние некоторых факторов на протекание аварии с потерей теплоносителя применительно к ЯЭУ с водо-водяными реакторами).

3.1.1 Влияние размера и формы каналов истечения.

3.1.2 Влияние места разгерметизации.

3.1.3 Влияние места подачи и количества охлаждающей воды из системы аварийного охлаждения.

3.1.4 Влияние перетечек теплоносителя в модели реактора.

3.1.5 Сравнение экспериментальных данных с расчетными.

3.2 Результаты экспериментов на стенде ИСБ-ВВЭР и их анализ (влияние некото рых факторов на протекание аварийных режимов применительно к ВВЭР-1000).

3.2.1 Влияние последовательного уменьшения массы теплоносителя в конту ре в режиме естественной циркуляции.

3.2.2 Влияние величины разгерметизации трубопроводов на протекание аварийного режима (режимы с малой (2,4%) и средней (11%) течами теплоносителя).

3.2.3 Влияние места разгерметизации трубопроводов.

3.2.4 Влияние места подачи насосами высокого давления охлаждающей воды САОЗ.

3.2.5 Эффективность аварийного охлаждения модели реактора с помощью гидроемкостей пассивных систем САОЗ в режиме с потерей теплоносителя из первого контура.

3.2.6 Влияние применения процедуры "управления аварией" в аварийном режиме с естественной циркуляцией теплоносителя в контуре.

Выводы по главе 3.

Глава 4. Применение метода Стандартных проблем для верификации теплогидравлических расчетных кодов на основе экспериментов ИСБ-ВВЭР.

4.1 Матрица теплогидравлических явлений, воспроизводимых в ИСБ-ВВЭР.

4.2 Реализация метода Стандартных Проблем для верификации расчетных теплогидравлических кодов по результатам экспериментов на ИСБ-ВВЭР.

4.2.1 Стандартная Проблема 1.

4.2.2 Стандартная Проблема 2.

4.2.3 Стандартная Проблема 3.

4.2.4 Стандартная Проблема 4.

4.3 Стандартные Проблемы - метод совершенствования и улучшения математических моделей кодов.

Выводы по главе 4.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование нестационарных теплогидравлических процессов в аварийных режимах с потерей теплоносителя применительно к первому контуру ЯЭУ с водо-водяным реактором»

Актуальность проблемы. В настоящее время и в мировой, и в отечественной атомной энергетике предъявляются все более жесткие требования к обоснованию и обеспечению безопасности как ныне действующих ЯЭУ, так и ЯЭУ нового поколения.

На решение этих задач направлено проведение всестороннего анализа уровня безопасности ЯЭУ - с учетом развития в них возможных аварийных ситуаций.

Анализ безопасности ЯЭУ в аварийных режимах сочетает выполнение расчетных и экспериментальных исследований и, в частности, для ЯЭУ с водным теплоносителем -исследований ТГД процессов в контуре ЯЭУ при авариях с потерей теплоносителя с «малыми*» и «средними**» течами, наименее изученных с точки зрения их последствий.

Расчетные исследования ТГД процессов с целью обоснования безопасности ЯЭУ основаны на соответствующих математических моделях и проводятся с помощью специальных компьютерных программ (кодов), которые в свете требований надзорных органов должны быть в обязательном порядке аттестованы и прежде всего пройти процедуру верификации. Выполнение необходимых для верификации расчетных кодов исследований аварийных режимов на действующем энергоблоке из соображений безопасности практически исключено. Для этих целей служат теплофизические стенды, которые принято подразделять на фрагментные, моделирующие отдельные фрагменты конструкции ЯЭУ или отдельные физические явления и интегральные, одно- и многопетлевые, моделирующие в целом прототип и позволяющие иметь достаточно полную информацию о системных и конструктивных эффектах в контуре циркуляции в переходных и аварийных режимах.

Выполнение в РФ работ по всесторонней верификации ТГД расчетных кодов, используемых при обосновании безопасности ЯЭУ, на протяжении значительного периода времени существенным образом сдерживалось из-за недостаточного внимания к вопросам разработки современной методологии их верификации и отсутствия необходимых для проведения соответствующих экспериментов интегральных теплофизических стендов.

Актуальна, в связи с этим, задача скорейшей и всесторонней верификации этих кодов и, соответственно, проведение для этой цели экспериментальных исследований аварийных режимов с потерей теплоносителя на отвечающих требованиям Госатомнадзора РФ интегральных теплофизических стендах. ** - согласно литературным данным «малая» и «средняя» течи определяются разгерметизацией трубопроводов, имеющей проходное сечение для выхода теплоносителя от 0 до 5% + 7% и от 5% + 7% до 10% -¡-12%, соответственно, от сечения главных циркуляционных трубопроводов первого контура ЯЭУ. 7

Работа выполнялась в рамках х/договоров: №266/89, №2/91, с 27 ГУ Минатомэнергопром, №190/92 с РНЦ КИ ИЯР, №95/28/465-613/96, №96/28-1308 с концерном "Росэнергоатом", №97/717/97, №93/17/331 с АЭП.

Цель работы. Выполнить экспериментальные исследования нестационарных ТГД процессов в аварийных режимах с потерей теплоносителя применительно к ЯЭУ с водо-водяными реакторами с целью получения данных, необходимых для верификации расчетных ТГД кодов.

Реализовать метод Стандартных Проблем (СП) для анализа полученных экспериментальных данных и верификации по ним расчетных ТГД кодов, используемых при обосновании безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000.

Экспериментально подтвердить работоспособность системы гидроемкостей пассивного залива АЗ низкого давления в аварийном режиме со средней течью теплоносителя применительно к разработкам проектов нового поколения ЯЭУ с ВВЭР-1000.

Для достижения данной цели были решены следующие задачи:

- для проведения экспериментальных исследований в ЭНИЦ ВНИИ АЭС при участии РНЦ КИ были созданы два интегральных теплофизических стенда:

- МТ - одна из первых в России интегральных установок, моделирующая первый контур отечественной транспортной ЯЭУ с водо-водяным реактором;

- ИСБ-ВВЭР - структурно-подобная первому контуру ЯЭУ с ВВЭР-1000 модель (объемно-мощностной масштаб стенда - 1:3000, высотный масштаб - 1:1), удовлетворяющая требованиям Госатомнадзора РФ, предъявляемым к интегральным стендам, предназначенным для выполнения исследований с целью верификации расчетных кодов.

- разработаны программы и методики проведения экспериментов в нестационарных условиях и обработки экспериментальных данных;

- обоснованы достоверность и пригодность полученных экспериментальных данных для верификации ТГД кодов.

Научная новизна работы определяется тем, что впервые:

- на интегральном теплофизическом стенде ИСБ-ВВЭР, являющемся единственной действующей в настоящее время структурно-подобной моделью первого контура ЯЭУ с ВВЭР-1000, а также на стенде МТ - одной из первых интегральных моделей первого контура отечественной транспортной ЯЭУ с водо-водяным реактором, исследованы нестационарные теплогидравлические процессы в условиях аварий с малыми и средними течами теплоносителя из первого контура прототипа; 8

-на базе выполненных на ИСБ-ВВЭР экспериментов и полученных уникальных экспериментальных данных реализованы первые российские Стандартные Проблемы (СП-1-нСП-4) с целью верификации компьютерных расчетных ТГД кодов, используемых при оценке и обосновании безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000;

-проведены модельные эксперименты на ИСБ-ВВЭР по исследованию работоспособности системы гидроемкостей 2-ой ступени пассивной части САОЗ, предусмотренных в проекте ЯЭУ с ВВЭР-1000 нового поколения;

-на ИСБ-ВВЭР реализована экспериментальная проверка применения процедуры управления аварией в режиме с потерей теплоносителя из первого контура, результаты которой могут быть использованы для верификации расчетных ТГД кодов, применяемых при обосновании аварийных эксплуатационных действий (АЭД), предусматриваемых в инструкциях по симптомно-ориентированным аварийным действиям (СОАД).

Достоверность. ИСБ-ВВЭР, как инструмент для получения экспериментальных данных, оснащен современной автоматизированной компьютерной системой управления экспериментом, сбора, обработки, отображения и архивации экспериментальной информации и имеет метрологически аттестованные с помощью эталонных стандартных средств измерительные каналы.

Репликативные эксперименты, проведенные на ИСБ-ВВЭР в идентичных условиях и по одинаковым сценариям, имели воспроизводимость значений параметров с отклонениями как в пределах, так и вблизи границ погрешностей их измерения.

Достоверность экспериментальных данных, полученных в экспериментах на стендах МТ и ИСБ-ВВЭР подтверждается, также, сходственностью характера развития ТГД процессов в однотипных аварийных режимах, проведенных на этих и известных зарубежных интегральных теплофизических стендах: ВЕТНБУ (Франция), Е0В1 (Италия), РАСТЕЬ (Финляндия), РМК (Венгрия).

Практическая ценность работы. Полученные на ИСБ-ВВЭР экспериментальные данные о характере протекающих в его контуре ТГД процессов в аварийных режимах являются основой для формирования банка экспериментальных данных, необходимых для верификации как российских, так и зарубежных расчетных ТГД кодов, применяемых для обоснования безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000.

Реализованные на базе полученных в ИСБ-ВВЭР экспериментальных данных, с участием российских и зарубежных организаций, первые российские СП верификации ТГД расчетных кодов способствуют более широкому применению кодов как отечественной, так и зарубежных разработок для анализа безопасности российских АЭС. 9

Результаты выполненных экспериментов на ИСБ-ВВЭР использованы:

- при верификации отечественных кодов [ТЕЧЬ, ДИНАМИКА, КОРСАР (ДЖИП)] в ОКБ ГП, НИТИ;

- при верификации кодов зарубежных разработок [RELAP (США), ATHLET (Германия), CATHARE (Франция)] и их адаптации к особенностям российских АЭС, с целью их применения для анализа безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000, в РНЦ КИ, ЭНИЦ.

Результаты исследований эффективности работы гидроемкостей второй ступени пассивной части САОЗ в аварийных режимах со средней течью теплоносителя использованы в АЭП (г. Москва) при обосновании проектных решений по безопасной РУ нового поколения с ВВЭР-1000.

Результаты выполненной на ИСБ-ВВЭР экспериментальной проверки эффективности применения процедуры управления аварией могут быть использованы для верификации ТГД расчетных кодов, применяемых при обосновании конкретных АЭД, предусматриваемых в симптомно-ориентированных инструкциях ЯЭУ.

Результаты исследований нестационарных режимов с «малыми течами» теплоносителя на стенде МТ использованы:

- в РНЦ КИ для обоснования принятых в проекте транспортной ЯЭУ технических решений;

- на первых этапах освоения ТГД расчетных компьютерных кодов ранних разработок и при выполнении первых пробных верификационных расчетов.

На защиту выносятся:

- результаты экспериментальных исследований нестационарных ТГД процессов в аварийных режимах с потерей теплоносителя (малые и средние течи) применительно к ЯЭУ с водо-водяными реакторами;

- анализ влияния ряда факторов на закономерности и характер протекания исследуемых ТГД процессов;

- результаты экспериментального исследования работоспособности системы гидроемкостей низкого давления пассивной части САОЗ в аварийном режиме со средней течью теплоносителя.

Личный вклад автора. Непосредственно автором были выполнены следующие работы:

- разработка методики проведения экспериментов, анализ и обобщение полученных экспериментальных данных по стенду МТ (в качестве ответственного исполнителя);

10

- создание стенда ИСБ-ВВЭР, проведение экспериментов, научный анализ и обобщение полученных экспериментальных данных (в качестве ответственного исполнителя и руководителя работы);

- реализация Стандартных Проблем верификации ТГД кодов, включая организацию, выполнение работ и научный анализ результатов комплексных расчетно-экспериментальных исследований (в качестве руководителя работ).

Апробация работы. По результатам выполненных исследований по теме диссертации опубликовано 13 печатных работ и 17 научно-технических отчетов.

Результаты работы докладывались:

- на семинарах секции "Динамика" при РНЦ КИ в 1984г, 1990г, 1993г,1994г;

- на международных конференциях: "Теплофизика-95", 21-24 ноября, 1995, Обнинск; "Jahrestagung Kerntechnik'94", 17-19 мая, 1994г, г.Штуттгарт; "Jahrestagung Kerntechnik'95", 16-18 мая, 1995г, г. Нюрнберг; "Jahrestagung Kerntechnik'96", 21-23 мая, 1996г, г. Манхейм; на научно-техническом совещании Научно-Исследовательского Центра Роззендорф, июль, 1993г,.г. Дрезден; на международной конференции "Proceedings of the First International Symposium on Two-Phase Flow Modelling and Experimentation", 9-11 октября 1995, Рим, Италия; "Jahrestagung Kerntechnic'99", 18-20 мая, 1999г., Karlsruhe;

- на заседаниях международной Рабочей Группы IPSN/GRS по верификации ТГД системных кодов: март, 1994г, г. Боровое; июнь, 1995, г. Москва;

- на научно-технических семинарах в ЭНИЦ ВНИИ АЭС.

11

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Гашенко, Мария Петровна

Выводы по главе 3

1. Проведены экспериментальные исследования аварий с малой и средней течами теплоносителя на стенде МТ - одном из первых российских интегральных теплофизических стендов, моделирующем первый контур транспортной ЯЭУ с водо-водяным реактором и на ИСБ-ВВЭР - первом в России интегральном теплофизическом стенде, структурно-подобном первому контуру ЯЭУ с ВВЭР-1000.

2. Результаты экспериментов на стенде МТ:

- позволили проследить протекание и развитие в контуре стенда взаимосвязанных ТГД процессов, включающих отдельные физические явления: естественную циркуляцию теплоносителя, сепарацию пара в трубопроводах, теплоперенос в заполненной водой и частично осушенной зоне;

- были использованы на первых этапах освоения ТГД кодов ранних разработок и при выполнении первых пробных верификационных расчетов, а опыт создания стенда и

117 отработанные в процессе проведения экспериментов методики ведения режимов и комплексных измерений теплофизических параметров в нестационарных условиях были учтены и использованы при создании ИСБ-ВВЭР и проведении на нем экспериментов.

3. Впервые в результате выполнения на ИСБ-ВВЭР, в соответствии с международной Матрицей верификации ТГД кодов, комплекса исследований ТГД процессов в аварийных режимах с малыми и средними течами теплоносителя из первого контура:

-выявлены характерные ТГД явления, воспроизведенные в контуре стенда (естественная циркуляция одно- и двухфазного теплоносителя, теплопередача в затопленной и частично оголенной зоне имитаторов твэл, сепарация фаз с/без образования уровня смеси, конденсация пара в ПГ и противоточное движение конденсата пара, частичная и полная очистка гидрозатворов контура, теплопередача в ПГ и ее нарушение, контактная конденсация пара при впрыске воды из САОЗ в трубопроводы стенда);

-оценено влияние величины, места разгерметизации трубопроводов и места впрыска ОВ насосами высокого давления САОЗ (результаты находятся в соответствии с аналогичными результатами исследований на стендах МТ, ПМ-5 (ФЭИ) и известных зарубежных стендах: РМК (Венгрия), РАСТЕЬ (Финляндия), ЬОВ1 (Италия), РКХ (Германия), ЗЕМКСАЬЕ (США), ЬБТР (Япония);

4. Впервые показано, что из всех исследованных в рамках диссертационной работы аварийных режимов наиболее опасным является режим с течью 2,4% теплоносителя из холодной части контура, при котором давление первого контура стабилизируется на достаточно высоком (8,0 МПа), не позволяющем включиться в работу гидроемкостям пассивной части САОЗ, уровне.

5. Впервые применительно к реактору нового поколения ВВЭР-1000 в аварийном режиме с 11% течью теплоносителя экспериментально обоснована эффективность работы гидроемкостей 2-ой ступени (низкого давления) пассивной части САОЗ.

6. Впервые, в результате проведения эксперимента, применительно к ЯЭУ с ВВЭР-1000 исследованы ТГД процессы, протекающие при применении конкретного АЭД (открытия БРУ-А) и показана его эффективность, с точки зрения обеспечения условий включения в работу пассивных систем безопасности и смягчения последствий аварии.

7. В проведенных репликативных экспериментах, при идентичных начальных условиях и сценариях, имела место достаточно хорошая сходимость значений измеренных параметров, что является свидетельством достоверности полученных экспериментальных данных.

118

Глава 4. Применение метода Стандартных Проблем для верификации теплогидравлических расчетных кодов на основе экспериментов

ИСБ-ВВЭР

4.1 Матрица теплогидравлических явлений, воспроизводимых в ИСБ-ВВЭР

Рассмотренные в разделе 3.2 экспериментальные исследования проводились в соответствии с разработанной международной Матрицей верификации ТГД кодов [27]. ИСБ-ВВЭР был квалифицирован международными экспертами как интегральная установка, способная обеспечить экспериментальными данными верификацию ТГД кодов в России и был включен в перечень интегральных стендов международных Матриц. Кроме того, НТЦ ЯРБ РФ выполнил экспертизу технологической схемы стенда, системы измерений и выполненных экспериментов и сделал заключение о пригодности ИСБ-ВВЭР для целей верификации ТГД расчетных кодов и создания банка данных тестовых экспериментов.

При разработке международных Матриц степень применимости экспериментальных данных, которые планировали получать в ИСБ-ВВЭР для верификации кодов, расценивалась в зависимости от ожидаемой адекватности воспроизведения в нем ТГД явлений, имеющих место в РУ ВВЭР-1000. По большинству перечисленных в Матрицах физических явлений прогнозировалась пригодность экспериментальных данных ИСБ-ВВЭР для целей верификации расчетных кодов [27].

На основании анализа результатов, выполненных (см. Глава 3) в рамках диссертационной работы ТГД исследований, автором составлена Матрица воспроизводимых в контуре ИСБ-ВВЭР основных ТГД явлений (таблица 4.1) и обозначена степень адекватности их явлениям, присущим прототипу.

Из анализа Матрицы видно, что большинство ТГД явлений воспроизводились в стенде в процессе выполнения экспериментов. Ниже кратко описаны условия возникновения явлений и характеристика особенностей этих явлений.

Естественная циркуляция однофазного теплоносителя в 1-ом контуре при авариях с течью теплоносителя - возникала (и развивалась) вследствие имеющей место разности температур по первому контуру, между первым и вторым контурами и зависела от величины электрической мощности на имитаторах твэл. По мере потери теплоносителя и снижения давления в контуре появлялся пар, происходило трансформирование указанного явления в ЕЦ двухфазного теплоносителя. При этом, с увеличением разности плотностей пара и воды

119

Заключение

1. На созданных в Электрогорском научно-исследовательском центре по безопасности АЭС (ЭНИЦ ВНИИ АЭС) при участии РНЦ КИ в соответствии с объемно-мощностным принципом моделирования теплофизических интегральных стендах:

- МТ - одном из первых в России интегральных теплофизических стендов, имитирующем первый контур транспортной ЯЭУ с водо-водяным реактором;

- ИСБ-ВВЭР - первой структурно-подобной первому контуру ЯЭУ с ВВЭР-1000 модели (объемно-мощностной масштаб 1:3000, высотный - 1:1, электрическая мощность 1,8 МВт), удовлетворяющей требованиям Госатомнадзора РФ к установкам, обеспечивающим экспериментальными данными верификацию ТГД кодов, проведены исследования нестационарных ТГД процессов применительно к авариям с потерей теплоносителя с целью получения необходимых для верификации компьютерных ТГД кодов экспериментальных данных.

2. Проведенные на стенде МТ исследования аварийных режимов с малой течью теплоносителя позволили:

- проследить характер развития в первом контуре взаимосвязанных ТГД процессов, включающих отдельные явления (естественную циркуляцию теплоносителя, сепарацию пара в трубопроводах, теплоперенос в заполненной и частично осушенной зоне);

- установить характер влияния размера и места течи на масштаб и интенсивность протекания аварии;

- оценить эффективность работы САОЗ;

- отработать методику постановки и проведения исследований нестационарных ТГД процессов применительно к в аварийным режимам с потерей теплоносителя из первого контура ЯЭУ;

- выполнить первые верификационные расчеты на этапах освоения ТГД кодов ранних разработок.

3. Впервые в результате выполнения на ИСБ-ВВЭР в соответствии с международной Матрицей верификации ТГД кодов комплекса исследований ТГД процессов в аварийных режимах с малыми и средними течами теплоносителя из первого контура:

- выявлены характерные ТГД явления, воспроизведенные в контуре стенда (естественная циркуляция одно- и двухфазного теплоносителя, теплопередача в затопленной и частично оголенной зоне имитаторов твэл, сепарация фаз с/без образования уровня, конденсация пара в ПГ и противоточное движение конденсата пара, частичная и полная очистка гидрозатворов

140 контура, теплопередача в ПГ и ее нарушение, контактная конденсация пара при впрыске воды из САОЗ в трубопроводы стенда);

- оценено влияние величины, места разгерметизации трубопроводов и места впрыска OB насосами высокого давления САОЗ (результаты находятся в соответствии с аналогичными результатами исследований на стендах МТ, ПМ-5 (ФЭИ) и известных зарубежных стендах РМК, PACTEL, LOBI, PKL, SEMISCALE, LSTF);

- показано, что режим с малой (2,4%) течью теплоносителя из холодного трубопровода является более неблагоприятным, чем режим со средней (11%) течью, поскольку в первом случае давление в первом контуре стабилизируется на более высоком (8,0 МПа) уровне, не позволяющем использовать для компенсации потерь теплоносителя гидроемкости пассивной части САОЗ.

4. Полученные с использованием современных компьютерных методов сбора и обработки информации экспериментальные результаты охватывают широкий диапазон режимных параметров в стационарных и нестационарных условиях (давление - 16,0 ч- 0,2 МПа, расход через зону имитаторов твэл - 6,0 ч- 0,3 кг/с, электрическая нагрузка на сборке имитаторов твэл - 1000 ч- 20 кВт) и являются уникальной основой для формирования банка экспериментальных данных, пригодных по оценке НТЦ ЯРБ РФ и международных экспертов Рабочей группы IPSN/GRS, для верификации российских и адаптации зарубежных компьютерных расчетных ТГД кодов, предназначенных для анализа безопасности ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000.

5. Впервые на базе проведенных на стенде ИСБ-ВВЭР экспериментов реализованы российские Стандартные Проблемы верификации ТГД российских и зарубежных кодов, участниками которых являлись как российские, так и зарубежные пользователи кодов: ТЕЧЬ, ДИНАМИКА, ДЖИП, RELAP, ATHLET и выполнение которых обеспечило возможность, путем тщательного и всестороннего анализа ТГД явлений: углубить понимание физики взаимосвязанных ТГД процессов; усовершенствовать математические модели кодов и существенно повысить качество расчетов при прогнозировании развития аварийных процессов в контуре ИСБ-ВВЭР; подтвердить адекватность физической (стенд) и математической моделей прототипа - ЯЭУ с ВВЭР-1000.

6. Впервые, в результате проведения эксперимента, применительно к ЯЭУ с ВВЭР-1000, имитирующего аварийный режим с потерей теплоносителя из первого контура:

- исследованы ТГД процессы, протекающие при применении конкретного АЭД -открытия БРУ-А;

141

- показана эффективность данного АЭД, с точки зрения обеспечения условий включения в работу пассивных систем безопасности и смягчения последствий аварии (за счет снижения давления в первом контуре);

- получены экспериментальные данные, которые могут быть использованы при верификации ТГД кодов, применяемых при обосновании конкретных АЭД.

7. Впервые на ИСБ-ВВЭР применительно к ВВЭР-1000 нового поколения в аварийном режиме с 11 % течью теплоносителя из ОУ модели реактора экспериментально подтверждена эффективность работы гидроемкостей 2-й ступени (низкого давления) пассивной части САОЗ.

8. Результаты выполненной диссертационной работы внедрены:

- в ряде ведущих предприятий отрасли (ОКБ ГП, РНЦ КИ, НТЦ ЯРБ РФ, НИТИ) при верификации отечественных кодов ТЕЧЬ, ДИНАМИКА, КОРСАР (ДЖИП) и адаптации зарубежных кодов RELAP, ATHLET, CATHARE к особенностям российских ЯЭУ, с целью их применения в анализе безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000;

- в АЭП (г. Москва) при обосновании проектных решений по безопасной ЯЭУ с ВВЭР-1000 нового поколения.

9. Полученные в диссертационной работе результаты могут быть использованы для совершенствования регламента эксплуатации АЭС, ТОБ и при разработке технических мероприятий по повышению безопасности АЭС с ВВЭР-1000.

142

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Гашенко, Мария Петровна, 1999 год

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

2. Полетаев Г.Н. Обзор проблем безопасности ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники: Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1979.-Вып. 4(8).-С. 3-18.

3. Смирнов JI.B. Математические модели динамики и устойчивость систем принудительной циркуляции теплоносителя. -М.: Энергоатомиздат, 1992. 127 с.

4. Нигматулин Б.И., Динь Чук Нам, Хасанов Р.Х. Методологические аспекты теплогидравлического анализа безопасности водоохлаждаемых ядерных реакторов // Теплоэнергетика. 1993.-№8. С. 36-41.

5. Эксплуатационные режимы во до-водяных энергетических реакторов / Овчинников Ф.Я., Голубев Л.И., Добрынин В.Д. и др. // М.: Атомиздат, 1977. 280 с.

6. Теплообмен в ядерных энергетических установках / Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А.// М.: Изд. "Энергоатомиздат". 1986. - 470 с.

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

8. Исследование перемешивания воды в опускном канале реактора / Логвинов С.А. Стребнев H.A. Хрипачев Ю.Б. // Теплофизика 86: Теплотехническая безопасность реакторов ВВЭР, Берлин, 1986. Т. 2.

9. RE WET-11 and RE WET-111 Facilities for PWR LOCA experiments. Espoo,1989.

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

11. Гор дон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных экспериментальных установках // Теплоэнергетика. 1993. - №6. - С. 54-60.143

12. Synopsis of the Resuls from the LOBI Counter Part Test Programme / Addabbo C., Annunziato A. A // International Conference on «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics». Pisa, Italy. 1994. - Vol. 1. - P. 331-337.

13. Small Cold Leg Break Experiment on PMK-2 / Ezsol Gy., Guba. A., Prasser H.-M., Schafer F. // «Jahrestagung Kerntechnik». Nurnberg. 1995. - P. 119-121.

14. Two-Phase Flow Behaviour during a Medium Size Cold Leg Loca Test on PMK-II (SPE-4) / Prasser H.M., Szabados L. et al // «Jahrestagung Kerntechnik». Stuttgart. 1994. - P. 119-121.

15. Обоснование программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов АЭС с ВВЭР / Зайцев С.И., Беляев Ю.В., Волков Г.А., Спассков В.П. // Теплофизика 84. Москва. -1984.-Т. 3,-С. 12-27.

16. Экспериментальное обоснование математической модели ТЕЧЬ-М / Зайцев С.И., Логвинов С.А., Беляев Ю.В., Волков Г.А., Спассков В.П. // Теплофизика 84. Москва. -1984. -Т. 3. С. 28-48.

17. РД03 17 - 94 Положение об аттестации программных средств, используемых при обосновании или обеспечении безопасности ядерно- и/или радиоционно опасных объектов и производств. - С. 10.

18. Расчеты к экспериментам, связанным с истечением теплоносителя из первого контура АЭС / Мюих Б., Кюкс X., Карл. // Теплофизика 84, Москва. Т. 1. - С. 16-23.

19. Мальцев Б.К., Малевинский Г.В. Вероятностные анализы безопасности зарубежных АЭС // Теплоэнергетика. 1993. - №2. - С. 72-75.

20. Швыряев Ю.В. и др. Состояние и проблемы вероятностного анализа безопасности для АЭС с ВВЭР // Атомная энергия. 1993. - Т.74. - вып. 6.

21. Обзор методов обоснования достоверности и верификации кодов улучшенной оценки для анализа безопасности АЭС / Корниенко Ю.Н., Невиница А.И., Проклов В.Б. // Теплофизика 95. Обнинск. 1995. - Т. 3. - С.5-19.144

22. Liesch (GRS), M. Reocreux (IPSN) Verification Matrix for Thermalhydraulic System Codes Applied for WWER Analysis. GRS & IPSN. Report №25. July 1995.

23. Glaeser H. Verification Matrix for Thermal-Hydraulic System Codes Applied for WWER Analysis. Elektrogorsk, March 21-23, 1994.

24. CSNI Integral Test Facility Validation Matrix for The Assesment of Thermal-hydraulic Codes for LWR LOCA and Transients. Report NEA/CSNI/R(96) 17. July,1996. OECD.

25. Анализ экспериментов по повторному заливу и верификация расчетных кодов / Ефанов А.Д., Ложкин В.В. и др. // Теплофизика 98, Обнинск, 26-29 мая, 1998. Т 1. - С. 400-410.

26. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/MOD3.2 / Щеколдин В.И., Быков М.А., Зайцев С.И., Безруков Ю.А. // Теплофизика 98, Обнинск, 26-29 мая, 1998. Т 1. - С. 295-303.

27. Опыт моделирования малых и средних течей теплоносителя для реактора ВВЭР-440 / Мишак Й., Бажо 3., Клепач Ю. // Теплофизика 84, Москва, 1984. Т. 1. - С. 16-23.

28. Purhonen, J. Kouhia. PACTEL Natural Circulation Stepwise Coolant Inventory Reduction Experiment // OECD/NEA/CSNI International Standart Problem No.33 (ISP33). Report. April 1993. P. 100.

29. BETHSY Experiment 9.1B: 2" Cold Leg Break without HPSI and with Delayed Ultimate Procedure. OECD/NEA/CSNI International Standrt Problem No.27 (ISP27). November 1992.

30. PMK-NVH Simulation of a Loss of Coolant Accident with Hydroaccumulator Injection. IAEA-TECDOC-477. Report. Vienna. 1988.

31. Виденеев E.H. Волков B.A. Кольцов С.О. Анализ режима некомпенсируемой течи теплоносителя первого контура с позиции вероятностного метода безопасности // Теплоэнергетика. 1993. - №8. - С. 42-46.

32. Thermohydraulische Versuche in der PKL- und LOBI -Versuchsanlage Counterpart Tests / Nopper H., Mandl R., Umminger K. et.al. // «Jahrestagung Kerntechnik' 90», Nuernberg, 15-17 Mai, 1990.-P. 61-64.

33. Дементьев Б.А., Аль-Бахили X.M. Экспериментальное исследование гидродинамических процессов при истечении теплоносителя из сосуда // Теплоэнергетика. 1979. - №5. - С. 36-39.145

34. Тихоненко JI.K., Габараев Б.А. и др. Исследование характеристик вставок ограничения расхода при моделировании аварийной разгерметизации контура реактора // Атомная энергия. 1980. - Т. 49, вып. 2. - С. 83-86.

35. Исследование теплоотдачи применительно к частично заполненной активной зоне / Логвинов С.А., Безруков Ю.А. и др. // Теплотехническая безопасность реакторов ВВЭР: Сб. Теплофизика-86, Берлин, 1986. Т. 1.

36. Исследование теплоотдачи после наступления кризиса теплообмена / Логвинов С.А., Трушин А.М. и др. // Теплотехническая безопасность ядерных реакторов ВВЭР: Сб. Теплофизика-84, Москва, 1985.- Т. 2.

37. Исследование повторного залива при колеблющимся расходе охлаждающей воды / Кабанов Л.П., Динь Чук Нам, Хасанов Р.Х. // Теплофизика 90, Обнинск, 25-28 сентября, 1990. Т. 2. - С. 320-324.

38. Процессы теплоотвода при повторном смачивании в условиях аварийного охлаждения ВВЭР / Никонов С.П., Кабанов Л.П. Хасанов Р.Х и др. // Теплотехническая безопасность ядерных реакторов: Сб. Теплофизика-82, Прага, 1982. - Т. 1.

39. Barre F., Besnard М. The CATHARE code strategy and assessment // Nucl.&Dcs. 1990.- Vol. 124. - P. 257-284.

40. Kiang R.L. Scaling Criteria for Nuclear Reactor Thermal Hydraulics // Nuclear Science and Engineering. 1985. - Vol. 89. - P. 207-216.

41. BETHSY General Description. - 1990. - P.50.

42. Mayinger F. , Weiss P., Wolfert K. Two-phase flow phenomena in full-scalle reactor geometry // Nuclear Engineering and Design. 1993. - Vol.145. - P. 47-61.

43. Feed-and Bleed auf der Dampferzeuger-Sekundaerseite bei Ausfall der SpeisewasserversorgungExperimentelle Untersuchungen in der PKL-Versuchsanlage / Weber K. Umminger K. // «Jahrestagung Kerntechnik' 92». 5-7 Mai 1992. Karlsruhe, Tagungsbericht.

44. De Santi G., Leva G. Quick Look Report on Lobi-Mod2 Test A2-77A. Dec. 1985 // Conf. Comm. No 4029. Commission of the European Communities JOINT RESEARCH CENTRE Ispra Establishment, Italy.

45. Экспериментальный стенд PMK-NVH для исследования процессов, происходящих в первом контуре АЭС с реактором типа ВВЭР / Сабодаш Л., Мароти J1. // Теплофизика 84, София, 2-7 октября, 1984. С. 15-18.

46. Experimental Data Available for Code Assessment Work / Szabados L., Toth I. // The Meeting: «Verification Matrix for Thermohydraulic System Codes Applied to WWER Analysis», Electrogorsk, 1994.

47. Prasser H.M., Lotmann R., Uhimann G. Beobachtung des Loop-Scal-Clearing in der Integralanlage PMK // Kernenergie. 1991. - V. 34, N 1. - S. 21-24.

48. Two Phase Flow Behavior during a medium Size cold Leg Local on PMK-II (SPE-4) / Prasser H.-M., Zippe W. et al. // «Jahrestagung Kerntechnik», Stuttgart, 1994. P. 77-80.147

49. Simulation of the SPE-4 Small Break loss-of-Coolant Accident Using RELAP5/MOD3.1 / Gebull P., Hassan Y.A. // International Conference on "New Trends in Nuclear System Thermohydraulics", Pisa, Italy, 1994. - P. 689-698.

50. Natural Circulation Instabilities during a LOCA of VVER-Type Reactors / Krepper E., Rohde U. // International Conference on «New Trends in Nuclear System Thermohydraulics», Pisa, Italy, 1994.-Vol. l.-P. 793-797.

51. Analysis of Steam Generator Loss-of-Feedwater Experiments with APROS and RELAP5/MOD3.1 Computer Codes / Virtanen E., Haapalehto T.,. Kouhia J. // Proc. 7th Int. Top. Meet. Reac. Th. Hyd. NURETH-7 Vol. 2. - P. 2806-2814.

52. Беляев Ю.В., Зайцев С.И. Модернизация программы ДИНАМИКА // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика и техника ядерных реакторов. 1983. - Вып. 7 (36). - С.7-17.

53. Исаченко В.П., ОсиповаВ.А. Сукомел A.C. Теплопередача. М.: Энергоиздат, 1981. -416 с.

54. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М.: Атомиздат, 1975. - 405 с.

55. Problems in modeling of small break LOCA / Zuber //Heat Transfer, Nucl. React. Semin. Dubrovnik, Sept. 1-5, 1080. Washington e.a. 1982. - P. 3-48.

56. Asmolow V.G., Gaschenko M.P. Elkin I.V. Ergebnisse der experimentellen und theoretischen Untersuchung eines Stoerfalles mit "kleinem" Leck. // Kernenergie. 1987. Vol. 8. - №30.-P. 310-313.

57. Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы. М.: Энергия. - 1978. - 702 с.

58. Правила 28-64 измерения расхода жидкостей, газов и паров стандартными диафрагмами и соплами. М. Изд - во стандартов, 1964. - 150 с.76.3айдель А.Н. Ошибки измерений физических величин. JL: Наука, 1974. - 150 с.

59. Интегральный теплофизический стенд ИСБ-ВВЭР / Елкин И.В., Макеенок Е.О., Гашенко М.П. // Теплофизика 90, Обнинск, 1990, 25-28 сентября, - Т. 1. - С. 284-288.

60. Интегральный теплофизический стенд безопасности (ИСБ-ВВЭР) / Асмолов В.Г., Гашенко М.П., Елкин И.В., Нигматулин Б.И. и др. // Препр. / ИАЭ. 1990. -№5044/14. -54 с.148

61. Кеворков JI. Р., Лутовинов С.З. Тихоненко Л.К. Влияние масштабных факторов на критический расход насыщенной воды из прямых труб с острой входной кромкой // Теплоэнергетика. 1977. - №7. С. 72

62. ГОСТ 8.207-76. Прямые измерения с многократными наблюдениями. Методы обработки результатов наблюдений. Основные положения. М.: Изд-во стандартов, 1976. - 9с.

63. МИ 2083-90. Рекомендация. Государственная система обеспечения единства измерений. Измерения косвенные. Определение результатов измерений и оценивание их погрешностей. М.: Изд-во стандартов, 1991. - 9 с.

64. База инженерных данных для расчета аварийных режимов РУ В-320 по интегральным теплогидравлическим кодам для блока №3 Балаковской АЭС. Руководство по экспертизе безопасности объектов использования атомной энергии. НТЦ ЯРБ. №050/97-1.- М., 1997. -161 с.

65. Результаты экспериментальных и теоретических исследований аварий с малой течью теплоносителя / Асмолов В.Г., Гашенко М.П., Елкин И.В. // Теплофизика 86: Сб. докладов семинара СЭВ, Росток, ГДР, октябрь, 1986.

66. Semiscale Liquid Hold-up Investigations: A Comparison of Results from Small Break Loca Tests Performed in the Semiscale MOD-2A and MOD-2C Facilities / Loomis G.G. // NUREG/CP-0072. 1985. - Vol. 4. - P. 131-157.

67. Loomis G.G. Core Thermal Responce and Mass Distribution during Vessel Mass Depletion Associated with a Sbloca // IHTC, San Francisco, CA. USA. 1986. - Vol. 5. - P. 2523-2527.

68. The Results of the ROSA-IV LSTF Small Break LOCA Experiments / Taska K., Kawaji, M. Osakabe M. a.e. //NUREG/CP-0072. 1985. - Vol. 4. - P. 157-171.

69. Temporary Core Liquid Level Depression during Cold Leg Small-Break LOCA. Effect of Break Size and Power Level / Koizumi Y., Kumamaru H., Mimura Y., a.e. // NURETH-4. 1989. -Vol. 1. - P. 12-19.

70. Hot Leg Break tests at the ISB-VVER Integral Test Facility / Gashenko M., Proshutinsky A., Prasser M., Zippe. W. // «Jahrestagung Kerntechnik», Nurnberg, 1995. P. 123-126.

71. Resalts of 0,5% Cold Leg Break LOCA at ROSA-IV/LSTF- Effect of Break Orientation / Asaka H., Tasaka K., Koizumi Y. a.e. // NURETH-4. 1989. - Vol. 1. - P. 206-213.

72. Investigation of an Accident Process in the Integral Test Facility / Gashenko M., Proshutinsky A., Elkin I. et al. // «Jahrestagung Kerntechnik», Stuttgart, 1994. P. 61-64.

73. The First Russian Standard Problem (RSP-1): 2,4% Small Break Test from the Reactor Upper Plenum at ISB-WWER / Gashenko M., Nigmatulin B. // «Jahrestagung Kerntechnik», Mannheim, 1996. P. 146-150.

74. Post Test Calculations for a Small Break Loca Experiment at the Integral Test Facility ISB-VVER Using the Thermalhydraulic Code ATHLET / Krepper E. // «Jahrestagung Kerntechnik», Mannheim. 1996. - P. 122-125.

75. Верификация пакета программ ДЖИП на интегральном стенде безопасности ИСВ-ВВЭР / Юдов Ю.В. // «Теплофизика-95», Обнинск, 1995,- Т. 2. С. 165-173.

76. Опыт и результаты верификации расчетных кодов ДЖИП и RELAP5 на стенде ИСБ-ВВЭР в процессе выполнения стандартных проблем безопасности СПБ-1 и СПБ-2 / Мигров Ю.А., Чернов И.В., Юдов Ю.В. // «Теплофизика-98», Обнинск, 1998. Т. 2. - С. 233-242.

77. Ю1.Валидация компьютерных кодов применительно к ВВЭР и РБМК // Окончательный план валидации кода RELAP5 применительно к ВВЭР. Совместный проект №6. Фаза №2. .- WO №974066401. М: Международный Центр по Ядерной Безопасности, 1998- 69 с.