Исследование перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Сидоров, Валерий Григорьевич

• Сидоров, Валерий Григорьевич
• кандидат технических наук
• 2006

Оглавление диссертации кандидат технических наук Сидоров, Валерий Григорьевич

Введение.

ГЛАВА 1. Анализ работ отечественных и зарубежных авторов по исследованию перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя.

ГЛАВА 2. Описание экспериментального оборудования.

ГЛАВА 3. Схема измерений, погрешности и методика проведения эксперимента.

ГЛАВА 4. Исследование процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе.

4.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в циркуляционном трубопроводе.

4.2 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, в отсутствии общеконтурной циркуляции.

4.3 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, при наличии циркуляции в контуре.

4.4 Определение положения уровня стекающей жидкости на сливе из циркуляционного трубопровода в опускной канал.

4.5 Расчет подогрева заливаемой борированной воды в циркуляционном трубопроводе.

ГЛАВА 5 Исследование процесса перемешивания в опускном канале реактора.

5.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в опускном канале реактора.

5.2 Результаты экспериментов по моделированию процессов перемешивания в опускном канале реактора на прозрачной модели.

5.3 Результаты экспериментов по моделированию перемешивания в опускном канале реактора на модели высокого давления.

5.4 Температурное состояние в опускном канале реакторной установки.

ГЛАВА 6. Пульсационные характеристики процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе и в опускном канале.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя»

При аварии с малой потерей теплоносителя после снижения давления в первом контуре реактора ВВЭР насосами САОЗ высокого давления осуществляется подача относительно холодной (30-50 °С) борированной воды в трубопровод холодной нитки. При этом возникает опасность попадания теплоносителя с низкой температурой на корпус реактора, которая усугубляется тем, что в процессе эксплуатации под влиянием флюэнса нейтронов происходит охрупчивание металла, сопровождающееся повышением температуры хрупкой прочности. Для исключения возможности теплового удара и высоких термических напряжений в металле корпуса реактора и циркуляционного трубопровода желательно обеспечить подогрев заливаемой жидкости при ее движении от сопла впрыска к корпусу реактора.

При аварии с малой потерей теплоносителя при срабатывании одной из уставок аварийной защиты реактора предусмотрено отключение главного циркуляционного насоса (ГЦН). При этом расход в циркуляционных петлях снижается со скоростью, соответствующей выбегу насоса, а затем стабилизируется на уровне естественной циркуляции (~1% от номинального). Возможно также полное прекращение циркуляции при образовании уровня теплоносителя в циркуляционной петле.

Для ввода борированной воды в корпус реактора существуют различные варианты расположения узла впрыска системы САОЗ высокого давления на циркуляционном трубопроводе. На отечественных и зарубежных реакторных установках впрыск осуществляется преимущественно на участке холодной нитки от ГЦН до входа в корпус реактора. На реакторах ВВЭР-440 (АЭС «Ловииза» Финляндия) ввод борированной воды из САОЗ высокого давления осуществляется в вертикальный участок холодной нитки реактора. Для реактора ВВЭР-1000 проекта В-428 сопло заливки размещено в верхней части сечения горизонтального участка холодной нитки циркуляционного трубопровода. Место расположения узла впрыска может существенно влиять на степень подогрева заливаемой воды.

Актуальность темы

Проблема определения степени подогрева борированной воды, подаваемой насосами высокого давления при авариях с малой потерей теплоносителя, является важной с точки зрения обеспечения безопасной работы АЭС. В этих условиях для определения термических напряжений в стенках корпуса реактора и трубопроводов 1 контура, оценки опасности разрушения за счет термоудара, необходимо знать распределение температуры и характеристики пульсаций температуры теплоносителя в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпуса реактора.

Цель работы

Целью диссертации является получение характеристик процесса перемешивания при заливке холодной борированной воды из САОЗ высокого давления в условиях аварии с малой потерей теплоносителя, создание расчетной методики для определения величины ее подогрева и выработка рекомендаций по организации ввода воды САОЗ в первый контур реакторной установки. Выполненная работа ориентирована на реакторные установки российского производства (реакторы ВВЭР), однако полученные результаты могут быть применены и для расчета температурных условий аналогичных зарубежных реакторов.

Научная новизна

Проведено экспериментальное исследование процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с малой потерей теплоносителя на прозрачной модели и модели высокого давления, имитирующих корпус и фрагмент циркуляционного трубопровода холодной нитки реакторной установки. При этом рассмотрены различные варианты ориентации сопла заливки и i еометрии опускного канала корпуса реактора, а также проведено исследование подогрева заливаемой воды при различных положениях уровня теплоносителя в корпусе реактора.

На основе обобщения опытных данных, полученных на экспериментальных установках, имитирующих реактор ВВЭР-1000, получены эмпирические зависимости для определения температурного режима в опускном канале реакторной установки при впрыске холодной борированной воды во время работы САОЗ высокого давления.

На основе полученных зависимостей и результатов опытов на горячей и холодной моделях разработана методика расчета температуры теплоносителя в трубопроводе холодной нитки и в опускном канале корпуса реактора при аварийной подаче воды для компенсации потерь теплоносителя при малой течи. Проведено исследование влияния различного расположения сопла заливки и даны рекомендации по конструкции узла ввода борированной воды.

Практическая ценность работы

Разработанная методика позволяет определить температурное состояние теплоносителя в циркуляционной петле с впрыском борированной воды и в опускном канале корпуса реактора.

Результаты работы могут быть использованы при постановке граничных условий в обосновании прочности корпуса реактора и циркуляционного трубопровода при подаче холодной борированной воды от САОЗ высокого давления. Рекомендации по организации узла впрыска могут быть применены при разработке новых проектов АЭС.

Полученные результаты применимы для обоснования безопасности работы РУ с ВВЭР при авариях с малой течью, при которых происходит функционирование САОЗ высокого давления. Разработанная автором методика ориентирована на конструктивные особенности российских корпусных реакторов и их рабочие параметры, однако возможно и применение полученных результатов и для расчета температурного режима реакторов типа PWR в случае подобия конструкции сопла впрыска соответствующему узлу реактора ВВЭР.

Предмет защиты

Автор защищает экспериментальные данные, полученные в опытах по исследованию процессов перемешивания на моделях циркуляционного трубопровода и опускного канала реакторной установки, и расчетную методику определения величины подогрева холодной борированной воды из САОЗ высокого давления.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на привлечении большого количества экспериментальных данных, как полученных автором на модельных установках, так и выявленных при анализе литературных источников. Для разработки расчетной методики были привлечены апробированные зависимости, полученные другими авторами.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие в экспериментальных исследованиях по указанной тематике, проведенных на стендовой базе НПО ЦКТИ в рамках договора с ОАО «Ижорский завод» и Научно-технического центра по ядерной и радиационной безопасности Госатомнадзора России.

Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал в работах, положенных в основу представленной диссертации, в выпуске тематических отчетов по этапам договора. Автор принимал участие в проведении экспериментов, в обработке и анализе полученных опытных данных, разработал расчетную методику для описания интенсивности рассматриваемых процессов.

Апробация результатов исследования

Основные положения диссертации докладывались:

- на второй научно-практической конференции «Безопасность атомных станций», Госпроматомнадзор СССР, М., 1991 г,

- на конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС. Теплофизика 99». Обнинск, 1999 г,

- на конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах развития атомной энергетики, СПбАЭП, 2000 г.,

- на научно-технических совещаниях в ОАО «НПО ЦКТИ» с участием специалистов ОКБ ОАО «Ижорские заводы» и ГАН РФ,

- на секциях атомной энергетики НТС ОАО «НПО ЦКТИ» и ФГУП «СПбАЭП» г. С-Петербург.

По результатам работ были опубликованы 4 печатные работы и получено авторское свидетельство №1469996 Государственного комитета СССР по делам изобретений и открытий на изобретение «Устройство для ввода теплоносителя в корпус».

Структура диссертационной работы

Диссертационная работа состоит из Введения, 6 основных глав, Заключения, 2 Приложений, а также содержит 59 рисунков и 5 таблиц. Список использованной литературы состоит из 47 наименований.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Сидоров, Валерий Григорьевич

Выводы по Главе 6

1. Как визуальные наблюдения, так и непосредственное измерение температур в потоке смешивающихся жидкостей свидетельствует о пульсационном характере перемешивания. Пульсации температуры были зарегистрированы как в подводящем трубопроводе, так и в опускном канале.

2. Получены данные по амплитудно-частотным характеристикам пульсаций температуры в горизонтальном трубопроводе на квазистационарной стадии процесса заливки. Опыты показали, что движение слоя жидкости в трубопроводе сопровождается пульсацией температуры, причем их максимальная амплитуда соответствовала области с максимальным градиентом температуры в вертикальном сечении подводящего трубопровода. В экспериментах наблюдалось больший уровень амплитуды пульсаций при малых расходах заливки, что, вероятно, связано с особенностями волнообразования в стратифицированных слоях малой высоты. Данный вопрос требует более тщательного изучения с постановкой дополнительных экспериментов.

3. В случае общеконтурной циркуляции теплоносителя область пульсаций температуры смещается в верхнюю часть сечения трубопровода. Несмотря на большую относительную величину пульсаций, их абсолютное значение невелико.

4. Наиболее опасный режим в циркуляционном трубопроводе в экспериментах на модели высокого давления возникал, когда в процессе заливки уровень теплоносителя переходил отметку врезки трубопровода в корпус модели, при начальном уровне в опыте, расположенном ниже этой отметки. Следует отметить наличие значительных пульсаций температуры, причем их размах (двойная амплитуда) достигает разности температур горячего теплоносителя и заливаемой воды. В этом случае даже самая нижняя термопара регистрировала периодические поступления горячей воды с температурой горячего теплоносителя. Такой режим является особенно неблагоприятным для прочности металла подводящего трубопровода.

5. Как показал анализ пульсаций температур в опускном канале, наибольшая амплитуда пульсаций наблюдается по оси струи и убывает по ходу струи. По результатам экспериментов получена эмпирическая зависимость изменения максимальной амплитуды пульсаций по длине опускного канала (6.1).

Заключение

В настоящей работе представлены результаты экспериментального исследования процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с "малой" потерей теплоносителя. Основной задачей проведенных исследований была разработка методики определения температурного состояния в опускном канале и трубопроводе холодной нитки при подаче в 1 контур РУ относительно холодной воды САОЗ высокого давления.

Выполненные эксперименты на прозрачной модели и модели высокого давления позволили выявить основные закономерности процесса перемешивания и разработать методику расчета.

1. Установлено, что в опускном канале реактора процесс смешения жидкостей носит характер распространения струи, истекающей в затопленное пространство. Визуальные наблюдения процессом смешения свидетельствуют о неустойчивом характере движения струи холодной жидкости в затопленном объеме опускного канала, вследствие чего нельзя говорить о фиксированном положении струи холодной жидкости, и оценку хрупкой прочности следует вести по температуре на оси струи. Как визуальные наблюдения, так и непосредственное измерение температур в потоке смешивающихся жидкостей свидетельствует о пульсационном характере перемешивания.

2. Анализ опытных данных по распределению температур в циркуляционном трубопроводе, по которому холодная воды подается в корпус реактора, показал, что при расположении сопел заливки на горизонтальном участке холодной нитки ГЦК, примыкающем к корпусу реактора, процесс перемешивания заливаемой воды с горячим теплоносителем первого контура реактора начинается уже в циркуляционном трубопроводе. При этом в трубопроводе устанавливается такой режим течения, в котором поток заливаемой жидкости вместе с частью присоединенного горячего теплоносителя движется по днищу циркуляционного трубопровода в виде слоя, над которым существует противоток горячего теплоносителя от корпуса реактора к месту расположения сопла впрыска. Ввиду подавления сдвиговой турбулентности силами плавучести на границе контакта холодной и горячей жидкостей подогрев при течении от сопла впрыска до опускного канала незначителен.

3. Эксперименты показали, что наличие общеконтурной циркуляции значительно увеличивает подогрев теплоносителя в трубопроводе. При превышении определенной величины расхода циркуляции в трубопроводе устанавливается «инерционный» режим течения, при котором отсутствует стратификация теплоносителя в трубопроводе, а температура потока равна температуре полного смешения.

4. По результатам проведенных исследований можно заключить, что для смягчения температурного режима в РУ при подаче борированной воды САОЗ высокого давления предпочтительно расположение сопла заливки в верхней части поперечного сечения горизонтального участка циркуляционного трубопровода у слива в опускной канал реактора.

5. Получены данные по амплитудно-частотным характеристикам пульсаций температуры в горизонтальном трубопроводе и опускном канале реактора на квазистационарной стадии процесса заливки.

Обнаружено, что наиболее опасный пульсационный режим в циркуляционном трубопроводе в экспериментах на модели высокого давления возникал, когда в процессе заливки уровень теплоносителя переходил отметку врезки трубопровода в корпус модели, при начальном уровне, расположенном ниже этой отметки. Опыты показали наличие значительных пульсаций температуры, причем максимальная амплитуда достигала разности температур горячего теплоносителя и заливаемой воды. Такой режим является особенно неблагоприятным для прочности металла подводящего трубопровода.

6. Разработана методика расчета температурного состояния в подводящем трубопроводе и опускном канале реактора.

Для определения подогрева в подводящем трубопроводе разработана программа LOTOK, которая позволяет рассчитать теплогидравлические параметры в сливном сечении в корпус реактора. Для создания программы использована методика, изложенная в Разделе 4.3. В Приложении 1 представлено описание и приведен текст программы LOTOK.

Полученные в результате расчета по программе LOTOK значения расхода и температуры заливаемой жидкости используются при определении величины и пульсационных характеристик температуры в опускном канале по зависимостям 5.4-3, 5.4-4, 6-1.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Сидоров, Валерий Григорьевич, 2006 год

1. Cheverton R.D., Canonico D.A., Holz P.P., Islander S.K., Nanstand R. K. And Stelzman W.J. Fracture mechanics data deduced from thermal-shock and related experiments with LWR pressure vessel material. Trans ASME , 1983, №2

2. Mixing Phenomena of Interest to SBLOCA's. Invited paper to the "Specialists Meeting on small Break LOCA Analyses in LWR's", Pisa, Italy, 1985

3. Reactor Thermal Shock Problems. Trans, of the American Nuclear Society, Yune 6-10, 1982, vol. 41, 1-172, 1982.

4. Tacking the pressurized thermal shock issue. Nucl. Eng. Jnt., May, 1982.

5. Ackerson D. C., Balkey K. R., Mayer T. A. et al. A quantitative methodology for reactor vessel pressurized thermal shock decision making. Nuclear engineering and design, 1982, v.75, p.p. 405-414.

6. Phung D.L., Cottrell W.B. Severity, causes and frequencies pressure vessel thermal shock experience at U.S. pressurized water reactor. Nuclear Safety, №4, 1981, p.p. 375-388.

7. Miksch M., Lenz E., Xohberg R. Beitage zur Thermoscock und Termoscockich-beanspruchung in Waagrechten Speisewasserleitungen in LWR's. Muterialpriifungsamt, Seminar Briichsicherheit und Verfiigburkeit Stuttgart, Oktober, 1983.

8. Schmidt F., Burger В., Bualuses of the jets MPA thermal-shock experiment with TRAC. Nucl. Eng.Des, 1986, 2-3.

9. Y.A. Hassan, J.B. Rice, J.h Kim. Comparison of Measured and Predicted Thermal Mixing Tests using Difference Technique. Nucl. Eng. Des, 76, 1983, p. 153-160.

10. Y. A. Yassan, J. H. Kim. Computational investigation fluid and thermal mixing of the EPR1/CREARE one-fifth-scale facility. Nucl. Technology, 68, №3, 1985, p. 395-407.

11. B. Chexal, J. Chao, R. Nichell, T Grierbach. Simple Mixing Model for Pressurized Thermal Chock Applications. Nucl. Eng.Des,74,1982, p.192-157.

12. L.Wolf, W. Hoffner, K. Fisher, U. Shygulla and W. Baumann. Application of engeneering and multi-dimentional finite difference codes to HDR thermal mixing experiments. Nucl. Eng.Des, 108, 1988, p.137-165.

13. L. Wolf, U. Schyguila, W. Haffner. Results of Thermal Mixing Tests at the HDR-Facility and comparisons with best estimate and Simple Codes. Nucl. Eng.Des, 99, 1987, p. 287-304.

14. P.A. Weiss, R.J. Herfner. UPTF test results: first three separate effect test. Nucl. Eng. Des., 108, 1988, p. 249-263.

15. P.H. Rothe, B. A. Valenzneva, С. H Sun. Thermal Mixing Flow Visualization. Heat Transfer 86, 8-th Int.Conf., ,Washangton, 17-22 aug. 1986, vol. 5.

16. H. Tuomsto, J. Hytonen, P. Mustanen. Two-fifth Scale Thermal Mixing Tests in a Semiannular Downsomer and cold legs. International ans/ens topical Meeting on thermal reactor Safety . Febr2-6, 1986, San-Diego,California.

17. H. P. Nourbakhsh and T.G Theofanous. A Criterion for Predicting Thermal Stratification Due to High-Pressure Injection in a Circulating Reactor Loop. Nucl. Eng. Des., 94, 1986, p. 77-79.

18. K.M Sun and S. Oh, A correlation for entrainment of water in a reactor cold leg by coolant injection under stagnant loop flow, ASME; Paper No. 83-WA/HT-39

19. Опытные данные по перемешиванию теплоносителя в моделях опускного канала реактора. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1984.

20. Исследование температурных полей при перемешивании холодной воды в опускном канале реактора. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1984.

21. Анализ и обобщение опытных данных по перемешиванию воды в опускном канале. Отчет ОКБ «Гидропресс», 1985.

22. Исследование перемешивания воды в опускном канале реактора. Логинов С. А., Стребнев Н. А., Филь Н.С., Спассков В. П., Вопросы атомной науки и техники. Физика и техника ядерных реакторов, М., № 4,3-12.

23. Рыбин Р. А., Смирнов Е. JI., Давыдов С. С. и др. Экспериментальное исследование перемешивания жидкости, поступающей в щелевой зазор при расхолаживании корпуса. Труды ЦКТИ, вып. 216, JI.,1985.

24. Готовский М.А., Давыдов С.С., Калмыков А.В., Рыбин Р.А, Смирнов Е.Л. Экспериментальное исследование тапло- и массообмена в корпусе водоохлаждаемого реактора при аварийной подаче тяжелой воды. «Энергомашиностроение», №7, 1988 г.

25. Готовский М.А., Дунина И.А., Рыбин Р.А., Смирнов Е.Л., Анализ и обобщение опытных данных по перемешиванию воды в опускном щелевом канале «Труды ЦКТИ», 1986, вып.232.

26. Давыдов С.С., Рыбин Р.А., Смирнов E.JI., Готовский М.А., Тишенинова В.И., Сидоров В.Г., Дукина И.А., Исследование процессов перемешивания в опускном канале ВВЭР. «Теплоэнергетика», Энергоатомиздат, 1987, №12.

27. Рыбин Р.А., Сидоров В.Г., Дукина И. А., Тишенинова В.И. Влияние расположения сопла инжекции САОЗ высокого давления на подогрев инжектируемой воды в циркуляционном трубопроводе. «Тяжелое машиностроение», 1993, №10.

28. Гидродинамика и безопасность ядерных энергетических установок. /Сборник трудов ГНЦ РФ ФЭИ в 3-х томах, том 2, Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ, 1999,388 с.

29. Абрамович Г.Н. Прикладная газовая динамика. Наука, М., 1976, 888 с.

30. Ристер, Байер, Шварц. Влияние температуры воды и концентрации соли на характеристики истекающих горизонтально затопленных свободноконвективных струй. Теплопередача, 1980 г, т. 102, №3, с. 190197.

31. Турбулентное смешение газовых струй. Сб. под редакцией Г.Н. Абрамовича, Наука, М., 1974.

32. Ристер, Байер, Шварц. Влияние температуры воды и концентрации соли на характеристики истекающих горизонтально затопленных струй. Теплопередача, 1980, т. 102, № 3, с. 190-197.

33. Прыпутевич, Баули. Экспериментальное исследование вертикальных всплывающих струй, истекающих в воду на конечной глубине. -Теплопередача, 1975, т.92, с. 120-126.

34. Методы расчета турбулентных течений. Сб. под редакцией Колльмана. М., Мир, 1984,464 с.

35. Справочник по гидравлике. Под редакцией В.А. Большакова. Киев, издательское объединение «Вища школа», 1977, 280 с.

36. Ю.А. Ибад-заде, С.Г. Гурбанов, С.Г. Азизов, В.Г. Алескеров. Гидравлика разноплотностных потоков. М., Стройиздат, 1982, 295 с.

37. Ким. Аналитическая модель смешения плавучей струи, инжектируемой в поток внутри трубы. Теплопередача. Труды американского общества инженеров-механиков (ASME) №3, 1985.

38. Преображенский В.П. Теплотехнические измерения и приборы. М., Энергия, 1978 г.

39. Полянин JI.H. К вопросу о теплоотдаче при конденсации. Труды ЦКТИ, вып. 241,1988 г, с.23-32.

40. Кутателадзе С.С. Основы теории теплообмена. Новосибирск, Наука, 1970 г

41. Исаченко В.П. Теплообмен при конденсации. М., Энергия, 1977 г.

42. Нетюхайло А.П., Шеренков И.А. Структура пограничного слоя раздела потоков разноплотностных жидкостей. «Известия высших учебных заведений. Энергетика», №4, Минск, 1969 г.

43. Абрамович Г.Н. , Турбулентные свободные струи жидкостей и газов. М., Госэнергоиздат, 1948.