Разработка и верификация расчетного кода для анализа аварий, связанных с перемешиванием теплоносителей с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора ВВЭР-1000 тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Петросян, Артем Валерикович

• Петросян, Артем Валерикович
• кандидат технических наук
• 2005

Оглавление диссертации кандидат технических наук Петросян, Артем Валерикович

Перечень сокращений, принятых в диссертационной работе.

ВВЕДЕНИЕ.

1. Обзор литературы.

2. Математическая модель кода REMIX.

3. Численная методика кода REMIX.

4.Верификация кода REMIX.

4.1 Течение жидкости в трубе.

4.2 Течение за уступом.

4.3 Эксперимент на стенде ОКБ «Гидропресс».

4.3.1 Описание экспериментов на стенде ОКБ «Гидропресс».

4.3.2 Верификация кода REMIX на данных эксперимента на стенде ОКБ «Гидропресс», имитировавшего внезапный пуск ГЦН.

4.4 Натурные испытания на 5 блоке НВАЭС.

4.4.1 Описание натурных испытаний на 5 блоке НВАЭС.

4.4.2 Верификация кода REMIX на данных натурных испытания на 5 блоке НВАЭС.

5. Анализ влияния сил плавучести на перемешивание теплоносителя.

6. Расчет перемешивания теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора ВВЭР-1000.

6.1 Сценарий аварии, начальные и граничные условия.

6.2 Расчетная сетка.

6.3 Результаты расчета.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Разработка и верификация расчетного кода для анализа аварий, связанных с перемешиванием теплоносителей с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора ВВЭР-1000»

Актуальность

Растущие требования к безопасности АЭС определяют высокую степень актуальности проблем, связанных с развитием расчетных кодов, предназначенных для анализа теплогидравдических процессов и явлений в элементах оборудования АЭС.

Актуальность проблемы моделирования смешения борированного и деборированного теплоносителя обусловлена потенциальными катастрофическими последствиями развития реактивностной аварии. Одним из возможных сценариев возникновения реактивностной аварии при эксплуатации реакторов ВВЭР является непредвиденное попадание в активную зону теплоносителя с пониженной, а в наихудшем случае - с нулевой концентрацией бора. Временное снижение поглощающих свойств теплоносителя в активной зоне может потенциально привести к нарушению подкритичности реактора, резкому возрастанию тепловыделения и тепловых потоков, разрушению активной зоны и выходу активности в первый циркуляционный контур. «Отклик» реактора существенным образом зависит от того, насколько сильно будет понижена концентрация бора при достижении пробкой входного сечения активной зоны. В свою очередь, параметры теплоносителя на входе в активную зону определяются тем, насколько сильным будет перемешивание деборированной воды с находящимся в реакторе теплоносителем, имеющим высокую концентрацию растворенного бора.

Цель работы

Разработка, верификация и применение расчетного кода, предназначенного для анализа нестационарных пространственных гидродинамических процессов в проточном тракте реактора ВВЭР-1000.

Научная новизна

Создан расчетный код, основанный на численном интегрировании трехмерных нестационарных уравнений Навье-Стокса, осредненных по Рейнольдсу с использованием k-eps модели турбулентности, для моделирования процесса перемешивания теплоносителя с различной концентрацией борной кислоты в проточном тракте реактора. Проведена его верификация на доступных экспериментальных данных. Выполнен анализ процессов перемешивания борированного и деборированного теплоносителя при аварийном режиме ВВЭР-1000.

Обоснованность научных положений и выводов, сформулированных в диссертации

Обоснованность научных положений и выводов, сформулированных в диссертации, подтверждается: применением общепризнанных методов и подходов при описании турбулентных течений; проверкой используемой численной методики на специальных тестовых задачах; сравнительным анализом результатов расчетов с имеющимися экспериментальными данными.

Практическая значимость и использование полученных результатов

Практическая значимость проведенных исследований состоит в применении разработанного и верифицированного расчетного кода для анализа процессов перемешивания теплоносителя в опускном участке реактора ВВЭР-1000.

Положения, выносимые на защиту

1. Результаты верификации кода REMIX на модельных задачах по течениям вязкой несжимаемой жидкости.

2. Результаты верификации кода REMIX на данных эксперимента ОКБ «Гидропресс» по исследованию перемешивания теплоносителя в опускном участке реактора.

3. Результаты верификации кода REMIX на данных натурных испытаний по перемешиванию теплоносителя в опускном участке реактора, проведенных на 5 блоке НВАЭС.

4. Расчет кодом REMIX перемешивания теплоносителя с различной концентрацией бора в проточном тракте реактора ВВЭР-1000 в случае аварийного режима с внезапным пуском главного циркуляционного насоса.

Личный вклад автора

Автор принимал участие в разработке математической модели, выполнил тестирование разработанного кода и его верификацию на экспериментальных данных. Автором были проведены расчеты перемешивания теплоносителя в опускном участке реактора ВВЭР-1000 и проведен анализ полученных результатов. Апробация работы

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на российских и международных научно-технических конференциях и семинарах: 2-ая и 3-ья Международная конференция по безопасности и надежности АЭС (г. Севастополь 2003г., 2004г.),

9-ая Международная науно-практическая конференция Российского Ядерного Общества «Реакторостроение и Атомная энергетика: технология будущего» (г. Нижний Новгород 2004г.),

8-ая Международная конференция Украинского ядерного общества "Молодежь - ядерной энергетике" ( г. Севастополь 2004 г.).

Публикации

Основные результаты работы изложены в статьях, опубликованных в журнале «Ядерная энергетика» и трудах международных и российских научно-технических конференций.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, списка литературы из 76 наименований. Диссертация содержит 154 страницы текста, в том числе 61 рисунков и 4 таблицы.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Петросян, Артем Валерикович

Заключение

В ходе выполнения диссертационной работы получены следующие основные результаты.

1. Создан трехмерный компьютерный код REMIX (BOR3D), позволяющий производить расчеты нестационарных течений в проточном тракте реактора и исследовать динамику развития аварийной ситуации при попадании пробки воды с низким содержанием бора из главного циркуляционного трубопровода в проточный тракт реактора и в активную зону, получать распределения концентрации бора во входном сечении активной зоны в зависимости от времени, продолжительность существования пониженных концентраций бора, минимальные локальные и средние по сечению концентрации при различных режимах циркуляции.

2. Выполнена верификация (тестирование) кода REMIX на аналитических и экспериментальных данных по течениям вязкой несжимаемой жидкости в круглой трубе и за уступом. Получено хорошее количественное совпадение расчетных результатов с этими данными.

3. С использованием кода REMIX проведен расчет течения теплоносителя и распространения пробки неборированной воды в проточном тракте модели реактора ВВЭР 1000 (эксперимент на стенде ОКБ «Гидропресс»). Полученные в расчете картина течения, времена достижения неборированным теплоносителем входа в активную зону, время существования пониженных концентраций в реакторе, максимальные относительные концентрации на уровне эллиптического днища шахты находятся в хорошем качественном соответствии с результатами эксперимента.

4. Выполнена верификация кода REMIX на опытных данных натурных испытаний на 5 блоке НВАЭС по перемешиванию теплоносителя в проточном тракте реактора при отсечении одного из парогенераторов от общего парового коллектора. Расчетные данные по распределению температуры теплоносителя на входе в активную зону удовлетворительно согласуются с опытными данными.

5. Изучено влияние эффектов плавучести на перемешивание теплоносителя в проточном тракте реактора. В ходе расчетов варьировались максимальный расход теплоносителя и разность температур между теплоносителем, находящимся изначально в проточном тракте реактора, и поступающим в виде «пробки». Введено число Фруда, характеризующее относительную величину сил инерции и плавучести, действующих на поток теплоносителя. Установлено, что существенное влияние сил плавучести соответствует диапазону чисел Фруда Fr < 1. Этот результат позволяет проводить оценки влияния сил плавучести в экспериментах, использующих температурный метод.

6. Выполнен анализ перемешивания теплоносителя с различной концентрацией бора при аварии с внезапным пуском ГЦН на АЭС с ВВЭР-1000. Трехмерный расчет разбавления бора производился с использованием граничных условий в каждой из четырех петель, задаваемых в соответствии с данными расчета одномерным теплогидравлическим кодом RELAP5. Получено, что максимальное относительное уменьшение средней концентрации бора по сравнению с нормальным уровнем составляет 25%. В отдельных точках на входе в активную зону относительное уменьшение концентрации достигает 32%.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Петросян, Артем Валерикович, 2005 год

1. Денисов В. П., Драгунов Ю. Г. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций. М.: Изд AT, 2002.

2. Ядерные энергетические установки /Ганчев Б. Г., Калишевский JI. JL, Демешев Р. С. и др./Под ред. Доллежаля Н.А. М.: Энергоатомиздат, 1990.

3. Маргулова Т. X. Атомные электрические станции. М.: Изд AT, 1994.

4. Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.

5. Овчинников Ф. Я., Семенов В. В. Эксплуатационные режимы ВВЭР. М.: Энергоатомиздат, 1988.

6. Острейковский В. А. Эксплуатация атомных станций. М.: Энергоатомиздат, 1999.

7. Делайе Дж., Гио М., Ритмюллер М. Теплообмен и гидродинамика в атомной и тепловой энергетике. М.: Энергоатомиздат, 1984.

8. Кузнецов Ю. Н. Теплообмен в проблеме безопасности ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1989, 296 с.

9. Петухов Б. С., Генин JI. Г., Ковалев С. А., Соловьев С. Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках. М.: Издательство МЭИ, 2003.

10. Байбаков В. Д., Воробьев Ю. Б., Кузнецов В. Д. Коды для расчетных ядерных реакторов. М.: Издательство МЭИ, 2003.

11. RELAP5/MOD3. Code Manual//NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, Vol. 1-5, 1997.

12. TRAC-PF1/MOD2: Theory Manual Los Alamos National Laboratory. November 1990. Los Alamos. NM 87545.

13. Bengaouer A., Bestion D. CATHARE 2 V1.3. User's guide lines // Equipe CATHARE Centre d'Etudes Nucleaires de Grenoble, STR/LML/EM/94-266, 1995.

14. Lerchl G., Austregesilo H. ATHLET Mod 1.2 Cycle D. User's Manual. GRS-P-1/V.l, September 2001.

15. Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР «ТРАП-97». Отчет ОКБ «Гидропресс», 1998. ДЭ-108.

16. Юдов Ю. В. Двухжидкостная модель нестационарной контурной теплогидравлики и ее численная реализация в расчетном коде КОРСАР. — Теплоэнергетика, 2002, №11, с. 17-21.

17. Юдов Ю. В., Волкова С. Н., Мигров Ю. А. Замыкающие соотношения теплогидравлической модели расчетного кода КОРСАР. Теплоэнергетика, 2002, №11, с.22-29.

18. Веселовский А. Н., Животягин А. Ф., Крошилин А. Е., Крошилин В. Е. Анализ пространственных течений неравновесных двухфазных смесей. — Теплоэнергетика, 1995, №5, с.26-31.

19. Веселовский А. Н., Животягин А. Ф., Калиниченко С. Д., Крошилин А. Е., Крошилин В. Е. Комплекс программ БАГИРА для моделирования теплогидродинамика многофазных сред. — Теплоэнергетика, 1998, №5, с. 11-16.

20. Веселовский А. Н., Животягин А. Ф., Крошилин А. Е., Крошилин В. Е. Полномасштабные тренажеры для АЭС на базе программного комплекса БАГИРА. Теплоэнергетика, 1999, №6, с.38-44.

21. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual // Sandia National Laboratories, Albuquerque, New Mexico, USA, 1995.

22. Klein-Helling W., et al., COCOSYS V1.2 User's Manual, GRS-P-3/2, July 2000.

23. Hyvarinen J. The inherent boron dilution mechanism in pressurized water reactors //Nuclear Engineering and Design.- 1993.-Vol. 145.- P. 227-240.

24. К исследованию класса реактивностных инцидентов, обусловленных разбавлением бора в реакторах типа ВВЭР/. Нигматулин Б. И., Динь Ч. Н., Хасанов P. X.// Препр. ЭНИЦ-ВНИИ АЭС, Электрогорск .- 1995. L1121/95. 45 с.

25. Antila М., Tuomisto Н. Boron dilution incident at Loviisa Unit 1: What happened? First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

26. Tuomisto H., Analyses of boron dilution events for Loviisa reactors. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

27. Neutronics/Thermal-hydraulics Coupling in LWR Technology. OECD Report No.5436, ISBN 92-64-02084-5, 2004.

28. Hemstrom В., Andersson N. G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. The EDF case. Report No. VU-S 94:B16. Vattenfall Utvecklung AB, 1994.

29. Alvarez D., Martin A., Scheider J. P. Boron mixing transients in a 900 MW PWR vessel for a reactor start-up operation. 4th Int. Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety, Taipei, 1994, paper 56-F.

30. Hemstrom В., Andersson N. G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. I. Reynolds number sensitivity study for the Ringhals case. Report No. US 95:5. Vattenfall Utveckling AB, 1995.

31. Hemstrom В., Andersson N. G. Physical modelling of a rapid boron dilution transient. II. Study for the Ringhals case, using a more complete model. Report No. US 97:20. Vattenfall Utveckling AB, 1997.

32. Topilla T. Numerical simulation of a boron diluted slug mixing experiment. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

33. Gango P. Numerical boron mixing studies for Loviisa nuclear power plant. Nucl. Eng. Design, 1997, v. 197, pp. 239-254.

34. Green J., Almenas K., DiMarzo M., Floyd J., Gavelli F. et al. Boron mixing experiments in a scaled model of B&W reactor. Design report. Techn. Rep. MD-NUME-95-001, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July, 1995.

35. Almenas K., DiMarzo M., Gavrilas M., Tafreshi A., Gavelli F. Scaling of thermally differentiated flows in primary system flow geometries. Nat. Heat Transfer Conf., Baltimore, MD, Aug, 1997.

36. Gavelli F., DiMarzo M. Effects of geometric discontinuities on the mixing of athpumped liquid volume in a PWR downcomer. 6 Int. Conf. On Nuclear Eng. (ICONE-6), San Diego, CA, 1998.

37. Gavelli F., Kiger K. High-resolution boron dilution measurements using laser indused fluorescence (LIF). Nucl. Eng. Design, 2000, v. 195, pp. 13-25.

38. Langenbuch S., Scheuerer M. GRS activities in the field of boron dilution accidents. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

39. Cheng H. W., Johnson E., Sehgal B. R. Analysis of rapid boron dilution consequences for PWRs with ARROTA code. Int. Conf. on Physics of Nuclear Science and Technology. Oct. 5-8, 1998, Long Island, New York.

40. Ульяновский В. H., Безруков Ю. А., Логвинов С. А., Салий Л. А. Исследование перемешивания потоков с разной концентрацией бора на входе в активную зону. Теплофизика-98, с. 37 -46.

41. Bezrukov Yu. A., Logvinov S. A. Experimental study of the fast boron dilution at the VVER-1000 core inlet. First Workshop on EUBORA Project, Vantaa, Finland, 21-23 Oct. 1998.

42. Нигматулин Б. И., Зайчик JI. И, Скибин А. П., Хасанов P. X., Югов В. П. Моделирование разбавления бора при реактивностных инцидентах в ВВЭР. Теплофизика-98, с. 27 — 36.

43. Кобаров В. В. «Математическое моделирование массопереноса в реакторе на неструктурированной расчетной сетке». Вопросы атомной науки и техники. 2002 г. №3 стр. 3-10.

44. Федоров Э. М., Левин Е. И., Драгунов Ю. Г. «Трехмерная гидродинамика и теплообмен в узлах реактора ВВЭР». Вопросы атомной науки и техники 2002 г. № 2 стр. 87-99.

45. Модификация программного комплекса BOR3D для учета сил плавучести: Отчет о НИР / ЭНИЦ; Руководитель В. И. Мелихов. №13.550.-Электрогорск, 2000.-0тв. испол. Якуш С. Е.

46. Bezrukov Yu. A., Logvinov S. A., Melikhov V. I., Melikhov О. I., Yakush S. E. Analysis of Boron Dilution in VVER-1000 reactor // Proceedings of Annual Meeting on Nuclear Technology 2001.- Dresden, Germany, 2001. PP. 117-120.

47. Безруков Ю. А., Логвинов С. А., Мелихов В. И., Мелихов О. И., Якуш С. Е. Исследование разбавления бора в реакторе ВВЭР-1000 // Теплоэнергетика.-2002.-№5.-С.22-26.

48. Кочин Н. Е., Кибель И. А., Розе Н. В. Теоретическая гидромеханика. Часть II. М.: Гос. изд. физ.-мат. лит., 1963.

49. Лойцянский Л. Г. Механика жидкости и газа. М.: Наука, 1970.

50. Ландау Л. Г., Лифшиц Е. М. Гидродинамика. М.: Наука, 1986.

51. Свободно-конвективные течения, тепло- и массообмен: В 2-х кн. / Гебхарт Б., Джалурия И., Махаджан Р., Саммакия Б.; Под ред. проф. Мартыненко О. Г. -М.:Мир, 1991.

52. Гершуни Г. 3., Жуховицкий Е. М. Конвективная устойчивость несжимаемой жидкости. М.: Наука, 1972.

53. Launder В. Е., D. В. Spalding. Mathematical models of turbulence. Acad. Press, London, N.Y., 1972.

54. Jones W. P. Turbulence modeling and numerical solution methods for variable density and combusting flows // In: Turbulent Reacting Flows. Eds. P. A. Libby and F. A. Williams. London, Acad. Press.- 1994.- P. 309-374.

55. Роуч П. Вычислительная гидродинамика. М.: Мир, 1980.

56. Яненко Н. Н. Метод дробных шагов решения многомерных задач математической физики. Новосибирск: Наука, 1967.

57. Пасконов В. М., Полежаев В. И., Чудов Л. А. Численное моделирование процессов тепло- и массообмена. М.: Наука, 1984.

58. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. М.: Энергоатомиздат, 1984.

59. Белоцерковский О. М. Численное моделирование в механике сплошных сред. М.: Наука, 1984.

60. Марчук Г. И. Методы вычислительной математики. М.: Наука, 1989.

61. Самарский А. А. Теория разностных схем. М.: Наука, 1977.

62. Turek S. Efficient Solvers for Incompressible Flow Problems An Algorithmic and Computational Approach. // Lecture Notes in Computational Science and Engineering, 1999.- Vol. 6.- Springer Verlag.- P.352.

63. Hubbard M. E. Multidimensional slope limiters for MUSCL-Type finite volume schemes on unstructured grid. Journal of computational physics, (1999), pp. 54-74.

64. Darwish M. S., Moukalled F. TVD scheme for unstructured grids. International Journal of heat mass transfer 46, (2003), pp. 599-611.

65. Седов JI. И. Механика сплошной среды т.1, 4-е изд. М.: Наука, 1983.73. http://www.princeton.edu.

66. Armaly В., Durst F., Pereira J. С. F., Shonung В. Experimental and theoretical investigation of backward-facing step flows. J. Fluid Mech. (1983), vol. 127, pp. 473496.

67. Джалурия И. Естественная конвекция. М.: Мир, 1983.

68. Варгафтик. Н. Б. Справочник по теплофизическим свойствам газов и жидкостей. М.: Наука .- 1973.