Теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Кутьин, Владислав Васильевич

• Кутьин, Владислав Васильевич
• кандидат технических наук
• 2003

Оглавление диссертации кандидат технических наук Кутьин, Владислав Васильевич

Введение.

1 Естественная циркуляция как пассивный принцип отвода остаточного тепла и его реализация в проектных решениях АЭС нового поколения.

1.1 Краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения.

1.2 Обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя»

Современное развитие атомной энергетики требует дальнейшего повышения уровня ее безопасности. Один из основных путей реализации данного требования при создании АЭС нового поколения - широкое использование специальных систем безопасности, функционирование которых основано на пассивных принципах (без подвода энергии извне и вмешательства персонала).

Среди предлагаемых проектных решений наиболее используемыми в концепциях систем отвода остаточного тепла реактора являются следующие принципы: гравитационная подача теплоносителя, применяемая, как правило, на начальной стадии аварий с потерей теплоносителя, и естественная конвекция теплоносителя, - основной принцип отвода тепла на стадии длительного расхолаживания.

С целью сокращения времени до начала пролива запаса воды под действием гравитации, имеющего низкий порог давления срабатывания, необходима принудительная разгерметизация первого контура, т.е. создание искусственно большой течи. Это является концептуальным моментом проектного решения. При последующем процессе длительного расхолаживания работа систем пассивного отвода тепла, основанных на принципе естественной конвекции, происходит уже при низких параметрах теплоносителя - низкие давления и низкие массовые скорости циркуляции. Эти процессы до настоящего времени слабо изучены экспериментально, а расчетные коды, предназначенные для прогнозирования теплогидравлических характеристик реальных пассивных систем энергоблоков АЭС нового поколения, до сих пор в рассматриваемой области параметров не верифицированы. Все сказанное в равной степени относится к российскому проекту АЭС с ВВЭР-640, в котором реализованы принципиально новые решения по пассивному отводу остаточного тепла реактора к конечному поглотителю - атмосфере.

Для обоснования безопасности новых энергоблоков необходимо иметь надежный математический инструмент - расчетный код улучшенной оценки, который должен адекватно воспроизводить, в частности, теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла реактора, характеризующиеся низкими параметрами теплоносителя и значительной термической и механической неравновесностью двухфазного потока. Использование такого кода в расчетном анализе безопасности АЭС нового поколения совместно с экспериментальными исследованиями на интегральных стендах позволит значительно повысить точность прогнозирования поведения объекта в аварийных ситуациях.

Целью данной диссертационной работы является изучение особенностей теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя и разработка программных средств для математического моделирования этих процессов с целью обоснования проектных решений в аспекте безопасности АЭС.

В первой, обзорной главе представлена краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения, там же представлен обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием естественной циркуляции теплоносителя.

Вторая глава посвящена детальному анализу результатов экспериментальных исследований на теплогидравлических стендах ИСТ(ЕЦ) (Россия) и РАСТЕЬ (Финляндия) процессов длительного расхолаживания ВВЭР-640 через бассейн в авариях с потерей теплоносителя.

В третьей главе изложены методики математического моделирования процессов в отдельных элементах оборудования, разработанные автором в процессе выполнения диссертационной работы, которые реализованы в программных комплексах РАШ^АБ и КОРСАР.

В четвертой главе представлены результаты верификации кода КОРСАР применительно к области функционирования пассивных систем отвода остаточного тепла реактора на основе интегральных экспериментов, выполненных на стендах ИСТ(ЕЦ) и РАСТЕЬ, в том числе и по результатам «сопоставительных» экспериментов, т.е. проведенных по идентичному сценарию на структурно подобных, но разномасштабных экспериментальных стендах.

В заключительной, пятой главе приведены результаты расчетно-теоретического анализа процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн при запроектных авариях с потерей теплоносителя.

Автор выражает глубокую признательность кандидату технических наук Волковой С.Н. за активное содействие и постоянное внимание к работе, кандидату технических наук Ефимову В.К. и инженеру Вербицкому Ю.Г. за сотрудничество и ценные советы при подготовке настоящей работы. Автор также благодарен всем своим коллегам по работе в НИТИ за сотрудничество на разных этапах работ.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Кутьин, Владислав Васильевич

5.5 Основные выводы

1. Показана принципиальная возможность надежного охлаждения активной зоны на бассейновой стадии расхолаживания реактора при запроектных авариях в условиях поступления воды в реактор и выхода пара из него через единственный горизонтальный трубопровод аварийной петли ГЦК.

2. Выполнена аналитическая оценка предельных значений мощности реактора при отводе пара, генерируемого в а.з., по горизонтальному трубопроводу в режиме противоточного течения в зависимости от давления в контейнменте.

3. С помощью РК КОРСАР выполнен численный прогноз предельных значений остаточной мощности реактора, при которых реализуется противоточное течение фаз в аварийном трубопроводе, и сохраняется затопленное состояние активной зоны, как для аварий с разрывом горячей нитки ГЦК, так и для аварий с разрывом холодной нитки.

4. Для рассматриваемых условий минимальное предельное значение мощности соответствует разрыву ГТ при атмосферном давлении и равно 1% номинальной мощности реактора.

5. Проанализировано влияние неаварийных петель на процесс отвода остаточного тепла реактора в рассматриваемых запроектных авариях

В представленной диссертации обобщены результаты работ, выполненных автором в течение последних 11 лет в процессе обоснования безопасности АЭС нового поколения с пассивными системами отвода остаточного тепла реактора. Основными из полученных результатов являются:

1) Экспериментальными исследованиями на установках ИСТ(ЕЦ) и PACTEL установлены следующие характерные режимы естественной циркуляции в контуре аварийного расхолаживания реактора через бассейн:

- «выпарной» режим с блокированием общеконтурной циркуляции теплоносителя, реализующийся при высоких уровнях остаточного тепловыделения и значительном дросселировании потока в выходных трубопроводах;

- режим низкочастотной теплогидравлической неустойчивости контура естественной циркуляции, реализующийся в условиях недогретого до температуры насыщения теплоносителя в аварийном бассейне;

- режим устойчивой естественной циркуляции в контуре расхолаживания в условиях насыщенного теплоносителя в аварийном бассейне.

2) Экспериментально (на моделях) обнаружена теплогидравлическая неустойчивость контура естественной циркуляции при охлаждении реактора недогретым до температуры насыщения теплоносителем бассейна.

На основе анализа экспериментальных данных вскрыт механизм теплогидравлической неустойчивости и выявлены факторы, оказывающие стабилизирующее и дестабилизирующее влияние на характер естественной циркуляции в контуре расхолаживания реактора. В частности, показано, что рециркуляция в активной зоне, возникающая вследствие особенностей конструкции и неравномерности энерговыделения в TBC, является стабилизирующим общеконтурную естественную циркуляцию фактором.

3) Разработана оригинальная методика моделирования нестационарного теплопереноса в бассейнах в условиях термической стратификации при произвольном расположении источников и стоков теплоносителя.

На основе выполненных экспериментальных исследований предложена обобщенная зависимость интенсивности вовлечения теплоносителя в факел затопленной плавучей струи.

4) Разработана методика моделирования теплогидравлических процессов в верхней камере смешения реактора в условиях сепарации фаз теплоносителя.

5) На основе предложенных методик расчета разработаны программные модули, адаптированные в составе функционального наполнения программных комплексов PARNAS и КОРСАР.

6) На основе экспериментов, проведенных на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL, выполнена верификация расчетного кода нового поколения КОРСАР в области моделирования пассивного отвода остаточного тепла реактора.

Показано адекватное воспроизведение кодом КОРСАР доминирующих в рассматриваемых экспериментальных режимах физических явлений:

- термическая и механическая неравновесности двухфазного потока в контуре естественной циркуляции;

- сепарация фаз теплоносителя в модели реактора и ее влияние на процесс эвакуации паровой фазы;

- теплогидравлическое взаимодействие параллельных каналов в модели а.з. и его влияние на общеконтурную циркуляцию теплоносителя;

- реверс потока и возникновение противоточного течения воды и пара в горизонтальных трубопроводах;

- стратификационные явления в бассейнах аварийного расхолаживания.

7) Впервые показана принципиальная возможность надежного охлаждения а.з. при отводе остаточного тепла ВВЭР-640 через бассейн в запроектных авариях с потерей теплоносителя, когда вследствие дополнительных отказов оборудования не формируется контур аварийного расхолаживания и единственным каналом, связывающим реактор с бассейном, является разрыв трубопровода реакторной установки.

С помощью PK КОРСАР определены предельные значения остаточной мощности реактора, при которых гарантированно сохраняется затопленное состояние а.з. в рассматриваемых запроектных авариях.

Полученные результаты имеют принципиальное значение, так как уменьшают вероятность перехода запроектных аварий в тяжелую стадию с плавлением TBC активной зоны.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Кутьин, Владислав Васильевич, 2003 год

1. Yadigaroglu G. Passive core and containment cooling systems: characteristics and state of the art.//NURETH-9, San Francisco, California, USA, October 3-8, 1999.

2. Использование естественной циркуляции теплоносителя в системах отвода тепла от активных зон реакторных установок/ Благовещенский А.Я., Леонтьева В.Л., Митрюхин А.Г. и др. // Теплоэнергетика. № 3. 1993. с. 4-5.

3. Tower S.N., Schulz T.L. and Vijuk R.P. Passive and Simplified System Features for the Advanced Westinghouse 600 Me PWR // Nuclear Engineering and Design, Vol. 109, pp. 147-154.

4. Final Safety Evaluation Report Related to Certification of the AP600 Standart Design Docket No. 52-003 U.S. NRC Washington. 1998.

5. Shaffrath A., Hicken E.F., Jaegers H. and Prasser H.-M. Experimental and analytical investigation of the operation mode of the Emergency Condenser of the SWR-1000//Nuclear Technology, 126, 1999. pp. 132-142.

6. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640 / Афров Ф.М., Кухтевич И.В., Мигров Ю.А. и др. // Теплоэнергетика. 1996. № 11. с. 16-21.

7. Kukita Y., Tsuji Y., Yonomoto T. Two-phase flow instability in steam venting line // ICONE8, Baltimore, MD USA April 2-6,2000.

8. Wei Yao, Bo Kuang, Jijun Xu. Thermal-siphon instability mechanism in a two-phase natural circulation system // NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

9. Jiang S.Y., Bo J.H., Zhang Y.J., Yao M.S., Ma C.W. Experimental investigation of two-phase flow instability in natural circulation// ICONE6, San Diego, California, May 10-14, 1998.

10. Jiang S.Y., Wu X.X., Zhang Y.J. Experimental study of two-phase flow oscillation in natural circulation//Nuclear Science and Engineering. Vol. 135. pp. 177-189 (2000)

11. Aritomi M., Chang J.H. Geysering in parallel channel //Nucl. Eng. Des., 141, 111 (1993)

12. Nakajima I. An experimental study on the instability induced by Voiding from a horizontal pipe line // ASME 75 WA/HT-20, 1975.

13. Mochizuki H. Flow pattern induced oscillation under natural circulation in boiling channel with long outlet pipes // NURETH-9, San Francisco, California, October 3-8, 1999.

14. Mochizuki H. Flow instability in boiling channels of pressure tube type reactor // Nuclear Engineering and Design. Vol.149, pp. 269-277.

15. Мигров Ю.А., Афров A.M., Рогов М.Ф. и др. Методические особенности обоснования пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР-640// Сб. трудов «Процессы тепломассообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640». С.-Петербург. 1997, с. 12-22.

16. Large-scale experimental facility for emergency condition investigation of a new generation NPP WWER-640 reactor with passive systems/ Vasilenko V.A., Migrov Yu.A., Khabenski V.B. at all.// ICONE 6-2544, 26-30.05.1997, Nice, France.

17. Experimental And Numerical Stady of Long-Term Cooling of VVER-640 Reactor in the PACTEL Facility Using Thermal Hydraulic Codes/ Banati J., Purhonen H., Volkova S. and al. // ICONE-9, France, Nice, April 8-12,2001.

18. Miettinen J., Purhonen H. PACTEL Parallel Channel Test Loop, General description for ISP, Technical Research Center of Finland, Nuclear Engineering Laboratory. Technical report № 9/91. Lappeenranta, 1991.

19. Tuunanen J., Kouhia J., Purhonen H., et al. General description of the PACTEL Test Facility. Technical Research Center of Finland, VTT Research Notes 1929, (1998)

20. Острач. Естественная конвекция в замкнутых объемах// Современное машиностроение, 1989, № 6, с. 81-103.

21. Тернер Дж. Эффекты плавучести в жидкостях. М.: Мир, 1977. - 431 с.

22. Джалурия Й. Естественная конвекция: Тепло и массообмен. М.: Мир, 1983. -400 с.

23. Одномерная модель стратифицированного течения в больших объемах жидкости с произвольным расположением источника и стока/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. //Труды Первой Рос. Нац. Конф. по теплообмену. М.: Изд-во МЭИ. 1994. Т.2, с. 72-77.

24. Townsend А.А. Entrainment and the structure of turbulent flow//J. Fluid Mech., 32,145-171, 1968.

25. Патанкар С. Численные методы решения задач теплообмена и динамики жидкости. -М.: Энергоатомиздат, 1984. -152 с.

26. Теория турбулентных струй/ под ред. Абрамовича Г.Н. М.: Наука, 1984. -716 с.

27. Плютинский В.И., Охотин В.В. Моделирование неравновесных процессов в компенсаторе объема для использования в тренажерных установках: Сб. статей "Атомные энергетические станции" М.: Энергоатомиздат, вып. 6, 1983. с. 15-22.

28. Бабыкин A.C., Валунов Б.Ф., Вахрушев В.В., Илюхин Ю.Н., Кууль B.C. Интенсивность конденсации пара в недогретой воде. Атомная энергия, 1988, т. 64. Вып. I.

29. Кутателадзе С.С., Накоряков В.Е. Тепломассообмен и волны в газожидкостных системах. Изд. Наука. Новосибирск. 1984.

30. Крошилин А.Е. и др. Влияние относительного движения и объемной концентрации пузырей на межфазный теплообмен в парожидкостных средах. ТВТ. 1984. Т. 22. № 2. с. 355-362.

31. Аннотация программы PARNAS / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. //Вопросы атомной науки и техники серия: Физика ядерных реакторов, 1999, выпуск 1, с. 97- 99.

32. Предварительный отчет по обоснованию безопасности головного энергоблока средней мощности нового поколения с реакторной установкой В-407. Глава 15. Анализ аварий. Книга 3. Санкт-Петербург. 1994.

33. Мигров Ю.А., Юдов Ю.В., Кутьин В.В. и др. КОРСАР расчетный код нового поколения для численного моделирования динамики ЯЭУ// ICONE-9, Ницца, Франция, 8-12 апреля 2001 г.

34. Моделирование теплофизических процессов при пассивном отводе остаточного тепла ВВЭВ-640 в проектных авариях с разгерметизацией I контура / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.//Теплоэнергетика № 12, 2002, с. 49-54.

35. Оптимизация режимов расхолаживания реактора АЭС НП-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. // Отчет НИТИ, № Т-627,1994.

36. Уточненный расчетный анализ и оптимизация режимов расхолаживания реактора АЭС НП-640 через бассейн в авариях с разгерметизацией I контура/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.// Отчет НИТИ. №Т-661,1995.

37. Совершенствование программы PARNAS и расчетный анализ процессов отвода остаточного тепла реактора через бассейн при совместной работе пассивных систем безопасности / Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др. // Отчет НИТИ. № Т-735,1996

38. Аварийное расхолаживание ВВЭВ-640 через бассейн на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя I контура/ Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Кутьин В.В. и др.// Теплоэнергетика № 3. 1999. С. 28-32.

39. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. М.: Мир, 1972.

40. Tien C.L. Asimple analytical model of counter-current flow limiting phenomena with vapor condensation.-Letters in Heat and Mass Transfer. 1977. V.4. P. 231-238.

41. Мамаев B.A., Одишария Г.Э., Кланчук O.B. и др. Движение газожидкостных смесей в трубах. М.: 1978. С. 270.