Методика расчета динамики развития течи воды в натрий в трубном пучке парогенератора быстрого реактора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Лыков, Андрей Александрович

• Лыков, Андрей Александрович
• кандидат технических наук
• 2000

Оглавление диссертации кандидат технических наук Лыков, Андрей Александрович

Введение.•••••

Глава 1. Состояние вопроса.

1.1. Основные направления экспериментальных исследований, проведённых в России и за рубежом.

1.2. Обзор зарубежных расчётных кодов.

1.3. Постановка задачи.

Глава 2. Методика расчёта повреждения материала теплообменной поверхности парогенератора в зоне реакции натрия с водой.

2.1. Параметры реакционной струи и их связь с размерами разрушений.

2.2. Методика расчёта скорости коррозионно-эрозионного износа материала в зоне течи.

2.2.1. Температурная зависимость максимальной скорости износа конструкционных материалов.

2.2.2. Влияние соотношения x/dO (расстояние до мишени - диаметр исходного дефекта).

2.2.3. Изменение скорости износа в поперечном сечении факела реакции.

2.2.4. Влияние внутреннего нагружения трубки со стороны III контура.

2.2.5. Влияние неперпендикулярного падения факела реакции на поверхность трубки мишени.

2.2.6. Влияние скорости натрия в межтрубном пространстве.

2.3. Определение времени наступления и начального размера вторичного дефекта.

2.4. Саморазвитие дефектов.v.

Глава 3. Методика определения расхода при истечении воды/пара в натрий через отверстие в т/о поверхности парогенератора

3.1. Расчёт расхода при истечении воды.

3.2. Расчёт расхода при истечении пара.

3.3. Определение теплофизических свойств воды/пара и гидравлических характеристик канала Истечения.

Глава 4. Описание расчётного кода DLSG.

4.1. Назначение кода.,.

4.2. Входные и выходные данные.

- 4.3. Описание расчёта.

Глава 5. Верификация расчётного кода DLSG.

5.1. Выбор экспериментальных данных для цроведения верификации.

5.2. Сравнение расчётной и экспериментальной динамики развития течи воды в эксперименте №14 на стенде SWAT-3 (JNC, Япония).

5.2.1 .Описание эксперимента №14 и характеристик исходного дефекта. 103 5.2.2.Расчёт динамики развития течи воды с использованием кода DLSG и сравнение с данными, полученными в эксперименте и рассчитанными на основе кода LEAP (Япония).

5.3. Сравнение расчётной и экспериментальной динамики развития течи пара в эксперименте №15 на стенде SWAT-3 (JNC, Япония).„.

5.3.1. Описание эксперимента №15 и характеристик исходного дефекта.

5.3.2. Расчёт динамики развития течи пара с использованием кода DLSG и сравнений с данными, полученными в эксперименте №15.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Методика расчета динамики развития течи воды в натрий в трубном пучке парогенератора быстрого реактора»

Перспектива развития ядерной энергетики без использования атомных электростанций с реакторами на быстрых нейтронах в настоящее время представляется сомнительной. Развитие быстрых реакторов началось в 50-е годы. Первые реакторы, такие как "Клементина", БР-1 и БР-2, в основном, были предназначены для изучения нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов, технических решений, закладываемых в их конструкции. Целая группа исследовательских реакторов - БР-5, БОР-60, RAPSODY, SEFOR - была построена в 60-е годы для проверки и демонстрации безопасности работы быстрых реакторов. Накопленный при их создании и эксплуатации опыт был положен в основу при разработке и строительстве реакторов-прототипов БН-350, PFR, PHENIX. В Японии был создан быстрый реактор-прототип MONJU. В 1980 г. был пущен быстрый реактор БН-600, являющийся промежуточным звеном между реактором-прототипом и промышленным реактором. Демонстрационный энергетический реактор SUPERPHENIX был введён в эксплуатацию во Франции в 1985 г. В России ведётся строительство быстрого энергетического реактора БН-800.

В процессе развития быстрых реакторов были проведены многочисленные исследования по выбору теплоносителя. Были рассмотрены различные возможные варианты - гелий, вода, свинец, ртуть, сплав натрий-калий, натрий и многие другие. Из них предпочтение было отдано натрию, реже сплаву натрий-калий в различных весовых соотношениях. Это объясняется целым рядом преимуществ их перед другими жидкими металлами. По сравнению со ртутью, сплавом натрий-калий и другими освоенными жидкометаллическими теплоносителями, натрий выгодно отличается высокой теплопроводностью при небольшом удельном весе, он дёшев и может быть получен в больших количествах. Во всём практически используемом в энергетике диапазоне температур натрий хорошо совместим с конструкционными материалами. Температура плавления натрия относительно высока - 98°С, температура кипения при атмосферном давлении 892°С, что делает возможным поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком избыточном давлении в контуре. Относительно высокая теплоёмкость натрия обеспечивает хороший теплоотвод при умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне и низкой мощности затрачиваемой на прокачку теплоносителя. Высокие теплофизические характеристики натрия создают условия для охлаждения активной зоны реактора в режиме естественной циркуляции. Однако имеется и ряд недостатков натрия, как теплоносителя, используемого в реакторе. При облучении в активной зоне реактора натрий становится радиоактивным в основном за счёт образования изотопа 24Na. Основным же недостатком натрия как теплоносителя второго контура является его активное взаимодействие с водой третьего контура. Создание промежуточного натриевого контура как раз и определяется необходимостью избежать возможности взаимодействия радиоактивного натрия первого контура с водой третьего контура.

Высокая химическая активность натрия порождает ряд специфических проблем, среди которых - проблема безопасности парогенератора натрий-вода -одного из основных элементов АЭС. При потере герметичности теплообменной (т/о) поверхности парогенератора натрий-вода происходит бурная химической реакции между теплоносителями. Для исключения возможности непосредственного контакта натрия с водой в первых реакторах использовались исключительно двухстеночные конструкции парогенераторов, как с прослойкой (ртуть - БР-5, SRE; гелий - HNPF; медь - DFR), так и без неё (механические и металлургические соединённые трубы - EBR-II) [1]. В дальнейшем сооружение более крупных реакторов с парогенераторами большой мощности потребовало создания одностеночных конструкций, как более простых, технологичных и существенно более дешёвых. Первый опыт эксплуатации одностеночных парогенераторов, полученный на "Энрико Ферми", где имел место случай одновременного разрушения нескольких трубок [2], показал реальную осуществимость и достаточную безопасность подобных конструкций.

Как в России, так и за рубежом (США, Великобритания, Франция, Япония, Италия, Германия, Индия) на протяжении последних 40 лет был проведён большой объём расчётно-экспериментальных исследований в обоснование безопасности парогенератора, в том числе с целью изучения саморазвития течи воды в натрий через отверстия в т/о трубках, определения скорости износа различных материалов т/о поверхности парогенератора в зоне взаимодействия натрия с водой, т.е. вопросам изучения механизма развития течи и распространения повреждения на соседние трубки и трубный пучок в целом. Был накоплен большой массив данных, полученных в ходе многочисленных экспериментальных исследований, проведённых в различных странах независимо друг от друга различными исследователями. Однако, как показывает опыт проведения научно исследовательских работ (НИР), экспериментальные исследования требуют больших капитальных затрат значительного времени.

Большинство экспериментальных исследований было посвящено изучению стойкости сталей при конкретных рабочих параметрах и конструкционных особенностях действующих и разрабатываемых парогенераторов. Обычно, на протяжении всего эксперимента большинство параметров было неизменно и только часть, как правило, величина течи и температура натрия, изменялась в определённом диапазоне. Это объясняется большой трудоёмкостью и стоимостью экспериментов. На основе анализа й результатов обработки данных, полученных в экспериментах, обосновывались, с точки зрения безопасности, те или иные конструкционные решения и рабочие параметры. Для расчёта скорости коррозионно-эрозионного износа исследуемого материала в зоне течи предлагались эмпирические зависимости. Обычно, полученные таким образом для конкретных сталей, эмпирические зависимости включают в качестве переменных температуру натрия и величину течи. Характерным примером мОгут служить эмпирических зависимости, предложенные японскими исследователями М. Hori, М. Sato, Н. Nei, Т. Tarasaki [24,25] для расчёта скорости коррозионно-эрозионного износа мишеней из следующих материалов: для материала типа 2%Сг1Мо: w = 463exp[-{0.135(ln^)2+~^}] (1)

Na для аустенитной стали: w = 8470exp[-{0.062(ln^)24--^-}] (2) где: g - расход воды в натрий, г/сек;

Ты а - температура натрия, °К.

Зависимости скорости разрушения (1) и (2) были получены для малых течей воды в натрий в следующем диапазоне изменения параметров:

- температура натрия

- величина течей

- расстояние между соплом и стенкой трубки-мишени

- скорость натрия в межтрубномпространстве

Данные зависимости могут быть применены только в узком исследованном диапазоне изменения рабочих параметров. Так, если мы имеем дело с течью пара, а не воды, а также, если скорость натрия в межтрубном пространстве будет значительно отличаться от 0.24 м/сек, данные зависимости не могут быть использованы. Отдельно следует отметить, что в диапазон расстояний между соплом и стенкой мишени 12-17 мм попадает только соседняя теплообменная трубка, в то время, как факел реакции натрия с водой в указанном диапазоне течей воздействует и на более удалённые трубки, для которых скорость износа материала стенки не может быть определена на основе предложенных зависимостей. При таком подходе, ни предыстория течи (фактически, величина течи просто задаётся), ни условия падения факела на поверхность трубки-мишени (принимается лобовое падение факела взаимодействия на поверхность трубки), ни размер вторичного повреждения и его ориентация в пространстве (может быть определено лишь время наступления сквозного повреждения стенки трубки-мишени) не являются предметом анализа и расчёта.

Поэтому, возникает задача комплексной обработки накопленного за это .время, фактически разрозненного, экспериментального опыта с целью

270-540°С, 0.1-10 г/сек, 12-17 мм, 0.24 м/сек. разработки на его основе расчётной методики, позволяющей моделировать динамику развития течи в трубном пучке с учётом конструкционных особенностей парогенератора (материал т/о поверхности, шаг трубного пучка, диаметр и конструкция т/о трубки), рабочих параметров по II и III контуру (температура и давление натрия и воды, скорость натрия в межтрубном пространстве) и характеристик исходного дефекта (начальный размер дефекта, его месторасположение и ориентация в пространстве). Динамика развития течи в трубном пучке парогенератора позволит оценить состояние теплообменной поверхности, величину течи и нагрузку на оборудование, а также выработать требования к системе обнаружения течи воды в натрий и системе аварийной защиты парогенератора и второго контура в целом. Это, в конечном итоге, и определяет характеристики надёжности, безопасности и работоспособности парогенератора и оборудования II-контура установки в аварийных ситуациях, связанных с разгерметизацией теплообменной поверхности парогенератора быстрого реактора. "

Цель диссертационной работы состоит в следующем:

1. Разработка методической базы для проведения расчётов в обоснование безопасности быстрых реакторов в ситуациях, связанных с разгерметизацией теплообменной поверхности и дальнейшим развитием течи в трубном пучке парогенератора натрий-вода, используя данные многочисленных экспериментальных исследований проведённых в России и за рубежом на протяжении последних десятилетий.

2. Создание на базе этой расчётной методики компьютерного кода DLSG (Development of Leak in Steam Generator).

3. Проведение верификации компьютерного кода DLSG, а следовательно, и расчётной методики, на базе независимых экспериментальных данных.

Основные этапы работы

1. Сбор и анализ доступных экспериментальных данных, полученных в ходе исследований проведённых в России и за рубежом, о влияния различных параметров на:

• стойкость сталей, используемых при изготовлении трубного пучка парогенератора, под воздействием факела реакции взаимодействия натрия с истекающей из дефекта в т/о поверхности водой,

• саморазвитие исходных и вторичных дефектов, образуемых в стенках т/о трубок, ~

• размеры дефектов, образующихся в стенках соседних трубок,

• расходные характеристики при истечении воды или пара в натрий из отверстия в стенке т/о трубки.

2. Разработка комплексной методики расчёта динамики распространения повреждения т/о поверхности трубного пучка парогенератора натрий-вода и определения величины течи через дефекты в т/о поверхности в процессе развития течи.

3. Создание на базе разработанной методики компьютерного кода DLSG.

4. Определение требований, предъявляемых к, экспериментальным данным, используемым для проведения верификации кода DLSG, и поиск таких данных.

5. Проведение верификации расчётного кода DLSG на базе экспериментальных данных предоставленных японской корпорацией JNC. Эти данные были получены японскими специалистами в ходе специально проведённых экспериментов на стенде SWAT-3 (Инженерном Центре Корпорации JNC) с целью получения данных для верификации японского расчётного кода LEAP.

Материалы диссертации распределены по пяти главам.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Лыков, Андрей Александрович

Заключение.

В процессе выполнения работы сделано следующее:

1. Разработан комплексный методический подход к расчёту динамики развития течи воды в натрий в трубном пучке парогенератора быстрого реактора на основе проведённой обработки имеющихся экспериментальных данных, а именно:

1.1. Разработана методика расчёта скорости коррозионно-эрозионного износа материала т/о поверхности трубного пучка парогенератора в зоне течи воды в натрий, основанная на определении температурных зависимостей максимальных скоростей износа различных конструкционных материалов и последующей корректировки посредством "функций влияния".

1.2. Создана методика расчёта характеристик вторичных повреждений (мест расположения, размеров и времён наступления), образующихся на стенках т/о трубок, попавших в зону факела реакции взаимодействия.

1.3. Предложена методика расчёта саморазвития дефектов.

1.4. Адаптирована к условиям трубного пучка и рабочим параметрам парогенератора натрий-вода методика определения расхода воды и пара через отверстие в т/о поверхности.

2. На этой методической базе создан компьютерный код DLSG для расчёта динамики распространения повреждения т/о поверхности трубного пучка парогенератора натрий-вода и поступления воды/пара в натрий в зависимости от конструкции, рабочих параметров парогенератора и характеристик исходной течи при аварийной ситуации "Течь ПГ".

3. Проведена верификация расчётного кода DLSG на основе сравнения поведения во времени расчётных (код, DLSG и японский код LEAP) и экспериментальных значений интегральных характеристик, полученных в ходе экспериментов по развитию течи в трубном пучке парогенератора натрий-вода, проведённых на стенде SWAT-3 в инженерном центре

130 корпорации JNC (Япония). Проведённая верификация может служить основой для аттестации расчётного кода DLSG.

Таким образом, разработанная методическая база и созданный на её основе расчётный инструмент - код DLSG, верифицированный на экспериментальных данных, позволяют проводить без постановки дополнительных дорогостоящих экспериментальных исследований расчётный анализ аварийных ситуаций, связанных с разгерметизацией теплообменной поверхности парогенератора натрий-вода, результатом которого является: выработка требований по быстродействию к системам индикации течей воды в натрий; определение характеристик аварийной защиты парогенератора (САЗ ИГ); оптимизация конструкции и рабочих параметров парогенератора; анализ послеаварийного состояния парогенератора и оборудования II-и Ш-контуров, с точки зрения определения их работоспособности и объёма работ, связанных с проведением ремонта оборудования и очисткой теплоносителя и оборудования от продуктов реакции натрия с водой; сокращение времени и стоимость разработки проекта парогенератора и исследований в обоснование его безопасности.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Лыков, Андрей Александрович, 2000 год

1. А. Я. Крамеров. Вопросы конструирования ядерных реакторов. М.: Атомиздат. 1971.

2. В. В. Орлов. Основные принципы выбора органов регулирования быстрых энергетических , реакторов. Температурные и мощностные эффекты в быстрых реакторах.// Доклад №111/17 на симпозиуме стран СЭВ по быстрым реакторам. Обнинск, декабрь 1967.

3. В. В. Борисов, А. А. Лыков, С. В. Перевозников. Анализ эффективности систем индикации малых течей воды в натрий в парогенераторе установки БН-600.// Доклад на конференции по динамике. Обнинск, 1994.

4. A. A. Lykov, V. V. Borisov, Yu. К. Buksha, S. V. Perevoznikov. Diagnostics of water-into-sodium leak detection in Fast Reactor Steam Generator.// Russan-Japanese Fast Reactor Seminar. Obninsk, 6-11 March, 1995.

5. А. А. Лыков. Методика расчёта и компьютерная программа DLSG для описания развития течи в трубном пучке парогенератора натрий-вода при разгерметизации теплообменной поверхности: Отчёт о НИР/ ФЭИ. Инв.№ 10072. 1999.

6. А. А. Лыков и др. Разработка сводного расчётного комплекса в обоснование безопасности парогенератора "натрий-вода", объединяющего в единое целое отдельные методики и программы: Отчёт о НИР/ ФЭИ. 1995 г.

7. А. А. Лыков, С. В. Перевозников, И. И. Ракосей, С. О. Захаров. Малые течи воды в натрий в парогенераторах "натрий-вода" модульного типа. Физико математическая модель и расчётная программа: Отчёт о НИР/ ФЭИ. Инв. №6320,1992.

8. С. В. Перевозников, В. В. Борисов, И. И. Ракосей, А. А. Лыков. Модернизация П-контура АЭС с натриевым теплоносителем с целью улучшения характеристик САЗ: Отчёт о НИР/ ФЭИ. Инв. № 8581, 1993.

9. В. М. Поплавский, А. А. Лыков. Верификация компьютерного кода DLSG для описания развития течи в трубном пучке парогенератора натрий-вода при разгерметизации теплообменной поверхности: Препринт/ ФЭИ. Инв. №2826,2000.

10. А. С. Мазанов, Б. В. Кульгош, В. П. Петухов, Н. М. Ледовский. Экспериментальные исследования разрушения реагирующей струёй натрий-вода различных сталей.// Советско-Американский семинар. Димитровград. 1976.

11. N. KANEGAE, К. HASHIGUCHI, I. IKEMOTO and М. НОИ. The effect of nozzle to target distance on wastage in small leak sodium-water reactions// Nuclear technology. October 1978, Vol.40, pp.261 -277.

12. H. Tanabe. Test and Analysis on Steam Generator Tube Failure Propagation// IAEA Specialists' Meeting on Steam Generator Failure and Failure Propagation Experience. Aix-en-Provence. Sept. 26-28. 1990.

13. J. Biscarel, A. Lafon, N. Lions. Effect of small water leakage into sodium on tubes of the Phenix Steam Generator group// Доклад на семинаре. Бенсберг. ФРГ. Октябрь 1974.

14. К. Ruloff, Н. Kappauf, Е. te Heesen, P. Vagt. Wastage and Overheating Effects Code Development Supported by Experimental Results.// IAEA Specialists' Meeting on Steam Generator Failure and Failure Propagation. Aix-en-Provence. Sept. 26-28. 1990.

15. К Dumm. Small Water/Steam Leaks on Sodium Heated Steam Generators -evaluation of the Reaction Zone- effects on 2!4CrlMo Structural material.// Доклад на семинаре. Бенсберг. ФРГ. Октябрь 1974.

16. В. В. Борисов, В. М. Поплавскиий, Ю. Е. Багдасаров и'др. Исследование разрушения стали 1Х2М при промежуточных течах воды и пара в натрий: Отчёт о НИР/ ФЭИ. Инв.№2161И. 1978.

17. И. О. Константинов, В. М. Поплавскиий, Ю. Е. Багдасаров и др. Исследование механизма разрушения стали в районе канала истечения воды в натрий радиоактивационным методом: Отчёт о НИР/ ФЭИ. Инв. №2290. 1978.

18. R. CURRIE and К. В. McCRINDLE. The UK contribution to the sodium-water reaction R&D programme in support of EFR.// IAEA Specialists' Meeting on Steam Generator Failure and Failure Propagation Experience. Aix-en-Provence. Sept. 26-28. 1990.

19. J.P. Maure and K.B. McCrindle, Programme PROP ANA: A Model of the Propagation of Water Leaks into Sodium in Steam Generators.// IAEA Specialists' Meeting on Steam Generator Failure and Failure Propagation Experience. Aix-en-Provence. Sept. 26-28. 1990.

20. Y. W. Shin and R. A. Valentin. SWAAM Code Development, Verification, and Application to Steam Generator Design.// IAEA Specialists' Meeting on Steam Generator Failure and Failure Propagation Experience. Aix-en-Provence. Sept. 26-28. 1990.

21. M. Hori, M. Sato, H. Nei, T. Tarasaki. Sodium Water Reaction Studies for Monju Steam Generator.// Доклад на семинаре. Бенсберг. ФРГ. Октябрь 1974.

22. Y. Osewe, N. Nekejima, М. Hanawe, М. Hori, Н. Nei. Metallurgical examination of Wastege Materials.// Доклад на семинаре. Бенсберг. ФРГ. Октябрь 1974.

23. В. Петухов и др. Рассчётное исследование полей температур и концентраций в зоне взаимодействия натрия с водой.// Американо-советский семинар. Калифорния. США. 1974.

24. Вильяме Ф.А. Теория горения. М.: Наука. 1971. с. 486.

25. David D. Green. Sodium-Water Wastege and Reactions Program Performed by General Electric in Support of the US AECLMFBR Steam Generator Development. Доклад на семинаре Бенсберг, ФРГ, октябрь 1974.

26. David D. Green. Sodium-Water Wastege and Reactions Program Performed by General Electric in Support of the US AECLMFBR Steam Generator Development.// Доклад на семинаре. Бенсберг. ФРГ. Октябрь 1974.

27. В. В. Борисов, В. M. Поплавский, А. Г. Кедров, Н. А. Евдокимова. Влияние различных параметров на износ материала в зоне реакции при малых течах воды (пара) в натрий: Аналитический обзор/ ФЭИ. Инв.№1798. 1976.

28. В. В. Стекольников и др. Исследование малых течей воды в натрий через узел заделки труб в трубные доски на моделях парогенератора: Отчёт/ Инв.№ 127-0-079.

29. Ф. А. Козлов. Изучение некоторых проблем течей в парогенераторах натрий-вода.// Доклад на международной конференции по жидкометалической технологии и производству энергии. США. 1976.

30. В. В. Борисов, В. М. Поплавский, Ю. Е. Багдасаров и др. Исследование аварийных процессов при малых течах пара в натрий в узлах соединения труб с трубными досками пароперегревателя БН-600: Отчёт о НИР/ ФЭИ Инв.№2026. 1977.

31. К. С. Поляков. К расчёту сопел при адиабатном течении испаряющейся жидкости: Труды Ленинградского Политехнического института №247/ Турбомашины. Машиностроение. 1965.

32. В. А. Кирилин, В. В. Сычёв, А. Е. Шейндлин. Техническая термодинамики. М.:Энергия. 1974, с.245.

33. А. Альтшуль. Гидравлические сопротивления. М.:"Недра", с.175.

34. М. П. Вукалович. Термодинамические свойства воды и водяного пара. М.: Машгиз. 1951. с. 16.

35. С. JI. Ривкин, А. А. Александров. Теплофизические свойства воды и водяного пара. М: "Энергия". 1980. с.19.

36. М. П. Вукалович. Термодинамические свойства воды и водяного пара. М: Машгиз. 1958. с.71.

37. В. М. Поплавский, Ф. А. Козлов. Безопасность парогенераторов натрий-вода. М.:Энергоатомиздат, 1990.

38. А. А. Лыков, В. М. Поплавский. Разработка и верификация расчётного кода DLSG для описания развития течи в трубном пучке парогенератора натрий-вода.// Доклад на конференции по динамике. Сосновый Бор, 2000.