Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 Современное состояние систем пассивного залива активной зоны водо-водяных реакторов с водой под давлением и пути их дальнейшего развития 15
1.1 Классификация систем пассивного залива активной зоны 15
1.2 Системы пассивного залива A3 действующих АЭС 17
1.3 Системы пассивного залива A3 разрабатываемых АЭС 21
1.4 Экспериментальные исследования работы СПЗАЗ новых проектов РУ 33
Выводы по главе 1 37
Глава 2 Моделирование теплогидравлических процессов в РУ 39
2.1 Обзор имеющихся способов моделирования 39
2.1.1 Закон моделирования с сокращением времени (линейное моделирование) 40
2.1.2 Закон моделирования с сохранением времени (объемно-мощностное моделирование)
2.1.3 Закон моделирования однофазных течений (М. Ишии) 42
2.1.4 Закон моделирования двухфазных течений (М. Ишии) 43
2.2 Возможности имеющихся способов моделирования 45
2.3 Применение объемно-мощностного способа моделирования для создания интегральных стендов и оценки качества моделирования 46
2.4 Описание стенда ПСБ-ВВЭР 48
2.4.1 Краткая характеристика стенда 48
2.4.2 Оценка качества моделирования ПСБ-ВВЭР 54
2.5 Новые специальные системы стенда ПСБ-ВВЭР 57
2.5.1 Система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода .58
2.5.2 Система имитации контейнмента 60
2.5.3 Система, имитирующая воздействие СПОТ 60
2.5.4 Система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны 63
2.5.5 Система сдувки парогазовой смеси 64
2.6 Дополнительная система пассивного залива активной зоны 65
2.6.1 ДСПЗАЗ прототипа 65
2.6.2 Модель ДСПЗАЗ в составе стенда ПСБ-ВВЭР 70
2.6.3 Моделирование ДСПЗАЗ 79
Выводы по главе 2 84
Глава 3 Адаптация сценария эксперимента 86
3.1 Начальная мощность тепловыделяющей сборки 86
3.2 Учет тепловых потерь стенда 90
3.3 Расходы теплоносителя в первом контуре и давление второго контура 97
3.4 Расход воды из ДСПЗАЗ 98
3.5 Подача воды из штатных гидроемкостей САОЗ 98
3.6 Масса подаваемого в первый контур азота и гелия 100
3.7 Сценарий эксперимента 103
3.7.1 Конфигурация систем стенда 103
3.7.2 Начальные условия экспериментов 105
3.7.3 Граничные условия экспериментов 106
Выводы по главе 3 110
Глава 4 Результаты экспериментального исследования эффективности ДСПЗАЗ 111
4.1 Начальные и граничные условия экспериментов 111
4.1.1 Начальные условия экспериментов 111
4.1.2 Сценарий экспериментов 114
4.2 Описание экспериментов 120
4.2.1 Эксперимент ГТ-2х 100-02 125
4.2.2 Краткая информация по эксперименту ГТ-2х100-01 139
4.3 Список явлений, зафиксированных в эксперименте 144
Выводы по главе 4 148
Выводы 149
Список литературы 151
Приложение А Результаты экспериментов 157
- Системы пассивного залива A3 действующих АЭС
- Экспериментальные исследования работы СПЗАЗ новых проектов РУ
- Закон моделирования с сохранением времени (объемно-мощностное моделирование)
- Учет тепловых потерь стенда
Введение к работе
Объект и предмет исследования
Развитие атомной энергетики на современном этапе возможно лишь при разработке новых подходов к оценке безопасности АЭС и при пересмотре границ безопасности с технической точки зрения.
Атомная энергетика России базируется на использовании двух основных типов реакторных установок: с корпусными реакторами типа ВВЭР с водой под давлением и с канальными реакторами типа РБМК.
РУ с ВВЭР зарекомендовали себя как надежные аппараты и получили широкое распространение не только в России, но и в других странах (Болгарии, Финляндии, Украине, Венгрии, Чехии, Словакии; началось строительство АЭС с ВВЭР в Иране, Индии, Китае). Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных РУ с ВВЭР мощностью 1000 и 1500 МВт.
Существенное повышение безопасности АЭС с реакторами ВВЭР не может быть достигнуто только путем наращивания числа технологически подобных каналов систем безопасности. Качественно новый уровень безопасности достижим только за счет использования системного разнообразия в выполнении критических функций безопасности.
Особенностью структуры систем безопасности новых проектов АЭС с реакторами ВВЭР явилось то, что при технической реализации принципа системного разнообразия в проектах использованы активные и пассивные системы безопасности.
Следует также отметить, что пассивные системы безопасности в проектах новых АЭС с реакторами ВВЭР вступают в работу, т.е. начинают выполнять свою проектную функцию, по наличию отклонения технологического параметра, а не по команде оператора или управляющей системы. В настоящее время к числу новых пассивных систем безопасности относятся: дополнительная система пассивного залива активной зоны (так называемая система гидроемкостей второй ступени), система пассивного
8 отвода тепла от второго контура парогенератора (СПОТ), система пассивной фильтрации межоболочечного пространства, система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны, система быстрого ввода бора и система подавления водорода.
Объектом исследования, выполненного в рамках этой работы, является дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ). Предметом исследования выступает температурное состояние оболочек имитаторов твэл в условиях большой течи при работе ДСПЗАЗ. Система ДСПЗАЗ предназначена для предотвращения осушения активной зоны и отвода остаточного тепла от активной зоны при течах из первого контура реакторной установки в условиях полной потери источников переменного тока, включая дизель генераторы, в течение максимально возможного периода времени (не менее 24 часов при совместной работе со СПОТ). В соответствии с "Техническим заданием на разработку технических проектов реакторной установки ВВ ЭР-1000 повышенной безопасности и дополнительных систем безопасности 392-ТЗ-001" предусматривается оснащение АЭС-92 дополнительными системами пассивной безопасности -ДСПЗАЗ и СПОТ. По проекту АЭС-92 в настоящее время строится двухблочная атомная станция Куданкулам в Индии, в России этот проект будет реализован на площадке Нововоронежской АЭС-2.
Также новые пассивные системы безопасности ДСПЗАЗ и СПОТ используются в новом разрабатываемом проекте АЭС-2006.
Целью данной работы является экспериментальная проверка технических решений, заложенных в ДСПЗАЗ, а также исследование эффективности данной системы в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока. Под эффективностью ДСПЗАЗ понимается ее способность при совместной работе со СПОТ поддерживать безопасный температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.
Также целью работы является заполнение матрицы верификации для больших течей и банка данных для верификации системных теплогидравлических кодов, используемых для обоснования безопасности новых проектов АЭС.
Актуальность работы
Актуальность работы определяется необходимостью подтверждения функциональной работоспособности и правильности технических решений, заложенных в дополнительную систему пассивного залива активной зоны.
По международным требованиям безопасность АЭС должна быть подтверждена расчетами с использованием теплогидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных на экспериментальных данных.
"Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" ОПБ-88/97 указывают на то, что "технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов...".
Основная задача систем безопасности заключается в поддержании температурного режима оболочек твэл с целью выполнения условий критических функций безопасности.
Выполнение критических функций безопасности зависит от эффективности работы пассивных систем. Таким образом, исследование эффективности технических решений, используемых в пассивных системах, является актуальной задачей.
В настоящий момент отсутствуют эксперименты с моделированием работы новых пассивных систем (ДСПЗАЗ, СПОТ и т.д.) в условиях конкретной аварийной ситуации, направленные на исследование влияния данных систем на температурное состояние твэл применительно к РУ с ВВЭР.
В связи с тем, что РУ представляет собой сложную теплогидравлическую систему, выполнение таких экспериментов
10 целесообразно лишь на интегральной установке, максимально точно структурно моделирующей реальную РУ.
Метод исследования
Метод исследования, который использовался в диссертации, это метод
физического воспроизведения теплогидравлических процессов,
протекающих в реакторной установке. Исследования проводились на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, который является ее структурно, гидродинамически и тепло физически подобной моделью.
Интегральный стенд ПСБ-ВВЭР - это интегральная теплофизическая установка, структурно подобная первому контуру АЭС с реактором ВВЭР-1000. Объемно-мощностной масштаб стенда - 1:300, высотные отметки расположения основного оборудования стенда соответствуют высотным отметкам прототипа. Для выполнения экспериментов на установке ПСБ-ВВЭР были дополнительно смонтированы следующие специальные системы:
система имитации гильотинного разрыва "горячего" трубопровода;
система имитации контейнмента (как граничное условие);
система, имитирующая воздействие СПОТ (как граничное условие);
система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны;
система сдувки парогазовой смеси из "холодных" коллекторов парогенераторов.
При создании модели ДСПЗАЗ был изучен и обобщен предыдущий опыт создания моделей подобных систем.
Основные результаты и их научная новизна
Экспериментально проверены технические решения, используемые в системе пассивной подачи воды в реакторную установку.
Впервые получены экспериментальные данные, характеризующие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.
Получены новые экспериментальные данные для заполнения
матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.
Практическая значимость работы состоит в следующем:
Выполнены экспериментальные исследования по проверке технических решений, использованных для системы пассивной подачи воды в реакторную установку.
Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.
Основные этапы работы выполнялись для новых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных ведущими отечественными организациями ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».
Полученные данные переданы в ведущие организации отрасли -ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».
Автор защищает:
конструкцию модели ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР;
результаты проверки технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в реакторную установку;
результаты экспериментальных исследований эффективности ДСПЗАЗ в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока.
Достоверность
Результаты получены на экспериментальной установке, построенной с
использованием общепризнанных принципов моделирования.
Экспериментальные исследования базировались на применении проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических
12 процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР. Личный вклад автора
В подготовке и выполнении экспериментов на крупномасштабной исследовательской установке, каковой является стенд ПСБ-ВВЭР, участвует большой коллектив специалистов. Тем не менее, в качестве ответственного исполнителя автор принимал непосредственное участие:
в разработке конструкции модели дополнительной системы пассивного залива A3;
в подготовке описания геометрических характеристик системы пассивного залива A3;
в составлении программы и методики выполнения экспериментальных исследований;
в выполнении экспериментальных исследований. Также автор участвовал:
в курировании монтажных работ;
в пуско-наладочных работах системы;
в анализе и обработке полученных экспериментальных данных. Публикации по теме диссертации
Результаты работы отражены в отчетах ФГУП «ЭНИЦ» и материалах российских и международных конференций.
Основные положения и результаты работы были представлены на 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение надежности АЭС с ВВЭР», ФГУП «Гидропресс», Подольск, 2007 г., и на Международной конференции "International Congress on Advances in Nuclear Power Plants" (ICAPP 2007), Ницца, Франция, 2007 г.
По теме данной работы автором в соавторстве выпущено 6 научно-технических отчетов и опубликовано 5 работ.
Структура диссертации
Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначен
13 примененный метод исследования. Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.
В главе 1 представлен обзор пассивных систем безопасности, предназначенных для залива активной зоны в случае аварии для реакторных установок ВВЭР и PWR. На основании общих признаков сделана классификация действующих и проектируемых систем пассивного залива A3. Проведенный обзор позволил выявить разнообразие конструкторских и схемных решений, использованных в системах пассивного залива, и сделать выводы о путях дальнейшего развития данных систем. Также в главе 1 рассмотрены имеющиеся экспериментальные установки, предназначенные для обоснования работоспособности и эффективности вновь вводимых пассивных систем безопасности, в частности ДСПЗАЗ, и получения экспериментальных данных для верификационных расчетов. Сделаны выводы о необходимости создания модели ДСПЗАЗ и проведении исследований в составе интегрального стенда, максимально точно моделирующего все основные элементы прототипа для учета влияния обратных связей.
В главе 2 приведен краткий обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизических установок. Приведено обоснование применения объемно-мощностного способа моделирования для интегральных стендов. Приведено краткое описание интегральной установки ПСБ-ВВЭР и основных систем, задействованных в экспериментах по анализу эффективности ДСПЗАЗ. На основании сравнения качества моделирования явлений разными экспериментальными установками сделаны выводы о том, что стенд ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, и является на данный момент базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований в области безопасности РУ с ВВЭР-1000. Также отмечается, что на данном этапе этот стенд по своим характеристикам лучше всего подходит для экспериментального исследования эффективности ДСПЗАЗ.
Также в главе 2 рассмотрены вопросы моделирования ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР. Описана конструкция модели
14 системы и представлены результаты наладочных испытаний.
В главе 3 представлен подробный сценарий эксперимента и обоснование начальных и граничных условий. Выполнен анализ расчетных данных для обоснования начальной мощности на модели активной зоны. При подготовке сценария эксперимента особое внимание уделено вопросам компенсации повышенных тепловых потерь экспериментальной установки по отношению к реактору прототипу.
В главе 4 диссертации дан анализ полученных экспериментальных результатов, и сделаны выводы об эффективности работы новых пассивных систем безопасности (ДСПЗАЗ и СПОТ) с точки зрения выполнения критических функций безопасности, а именно поддержание температуры поверхности твэл на безопасном уровне.
В приложении А приведены графики, отражающие поведение основных теплогидравлических параметров в выполненных экспериментальных исследованиях.
Системы пассивного залива A3 действующих АЭС
В отечественных корпусных реакторах по мере их совершенствования подход к проектированию САОЗ существенно изменялся. В первых водо-водяных реакторах (ВВЭР-210 и ВВЭР-365) предусматривалась лишь компенсация утечек из первого контура за счет воды, запасенной в компенсаторе давления. В серийных блоках первого поколения (ВВЭР-440 с РУ В-179 и В-230) уже была применена САОЗ, включавшая в себя систему залива A3 из баков-накопителей с помощью насосов. Данная система строилась по двухканальному принципу - основной и резервный каналы, что соответствовало мировой практике того периода, однако независимость каналов не обеспечивалась. Максимальная проектная авария для этого поколения реакторов ограничивалась разрывом трубопровода диаметром 32 мм [2].
В середине 70-х годов разработаны энергоблоки второго поколения - ВВЭР-440 с РУ В-213. Для этого проекта в качестве МПА уже рассматривался мгновенный поперечный разрыв трубопровода первого контура максимального диаметра со свободным истечением теплоносителя из обоих концов. В связи с этим изменились и требования к САОЗ, теперь она должна была обеспечивать охлаждение A3 в случае МПА с одновременным обесточиванием главных циркуляционных насосов. В состав САОЗ были включены как активные, так и пассивные элементы. Последние представлены гидроемкостями, находящимися под давлением азота и подсоединенными к первому контуру трубопроводами с обратными клапанами. В состав СПЗАЗ ВВЭР-440/213 входят четыре гидроаккумулятора, общий объем каждого составляет 70 м3, причем объем газовой подушки 30 м при давлении 6 МПа [3]. Две емкости подают воду в опускной участок реактора, а две — в напорную камеру. Для недопущения попадания в первый контур РУ неконденсирующихся газов предусмотрено отсечение емкостей с помощью быстродействующих задвижек, которые срабатывают при понижении уровня в гидроаккумуляторах до 0,5 м [4]. Принципиальная схема СПЗАЗ ВВЭР-440/213 изображена на рисунке 1.1, а.
Параллельно с работами по созданию серийных блоков ВВЭР-440/213 велась разработка проектов АЭС с ВВЭР-1000. После энергоблоков "малой серии" (РУ В-187, В-338) в промышленную эксплуатацию были введены унифицированные блоки с серийной РУ В-320.
Система пассивного залива A3 этой РУ аналогична СПЗАЗ ВВЭР-440/213 и состоит из четырех гидроаккумуляторов с трубопроводами и арматурой (рисунок 1.1, а). Каждый гидроаккумулятор объемом 60 м3 содержит 50 м3 водного раствора борной кислоты с концентрацией 16 г/кг Н20. В гидроаккумуляторе создается и поддерживается азотом давление 6 МПа. На каждом трубопроводе диаметром 279 мм от гидроаккумулятора к реактору установлены четыре клапана Dy300: два обратных и два быстродействующих запорных. Первые обеспечивают слив воды в реактор при снижении давления в нем ниже 6 МПа, а вторые отсекают гидроаккумулятор от реактора после слива воды для предотвращения попадания в него азота.
Гидроаккумуляторы подключены непосредственно к корпусу реактора и подают воду в напорную камеру и опускной участок. При такой схеме подсоединения вода, поступившая в опускной участок, сначала затапливает пространство под A3, после чего начинает снизу поступать непосредственно в A3, охлаждая ее.
Давление, при котором происходит впрыск охлаждающей воды в реактор ( 6 МПа), выбрано исходя из следующих соображений: более раннее срабатывание гидроаккумуляторов нецелесообразно, так как большее количество впрыснутой воды после перемешивания с находящимся в реакторе теплоносителем будет вытеснено из реактора в виде пароводяной смеси вследствие самовскипания в процессе последующего снижения давления. Однако слишком затягивать начало впрыска опасно, так как при этом возрастает время, в течение которого A3 оголена и практически не имеет охлаждения. К моменту окончания работы гидроемкостей A3 должна быть затоплена не менее чем на 2/3 от ее высоты [5].
Для выполнения функций охлаждения A3 системой пассивного залива при разрыве ГЦТ необходимо подать воду в реактор из трех гидроаккумуляторов, т.е. используется структурное резервирование каналов по схеме "3 из 4".
За рубежом, в первую очередь в США, САОЗ были применены на АЭС в середине 60-х годов. В 1967 г. компания Westinghouse впервые применила в качестве средства для залива A3 гидроаккумулирующие емкости, находящиеся под давлением азота [6].
Экспериментальные исследования работы СПЗАЗ новых проектов РУ
В соответствии с принятой международной практикой, при разработке новых систем АЭС выполняется расчетный анализ протекания аварий по разным сценариям (в соответствии с задачами, стоящими перед этой системой) с участием рассматриваемой системы, определяются ее характеристики. Далее составляется программа экспериментальных исследований на интегральных стендах и отдельно на моделях-прототипах. После выполнения экспериментальных исследований, на основании полученных данных проверяется способность теплогидравлических кодов учесть явления и процессы, имеющие место при работе этих систем. При подтверждении способности кодов рассчитывать рассматриваемые процессы по ним выполняется обоснование безопасности реальной АЭС при работе этих систем.
Этот путь разработки и внедрения новых систем (включая пассивные системы безопасности) на АЭС был использован в зарубежных странах при разработке проектов усовершенствованных реакторов нового поколения. В частности компания Westinghouse для своих проектов АР-600 и АР-1000 выполнила большой объем экспериментальных исследований на нескольких интегральных установках разного масштаба. Экспериментальные исследования проводились на следующих установках: ROSA-V (Япония), IIST (Тайвань), SPES (Италия), APEX (США), PANDA (США) [29, 30, 31, 32, 33].
В России проверка работоспособности новой пассивной системы ДСПЗАЗ применительно к РУ с ВВЭР начата в 1994 г. выполнением экспериментов в ФГУП «ЭНИЦ» по договору №306/94. Для этого на стенде ИСБ-ВВЭР была установлена модель ДСПЗАЗ масштабом 1:3000. Система моделировалась одной группой гидроемкостей, которая одновременно подключалась к аварийной и тройной неаварийной петле.
В 1998 г. на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР в ФГУП «ЭНИЦ» проведены исследования с имитацией течи из РУ размером 11 % и 17% от полного сечения ГЦТ. Результат работы ДСПЗАЗ положительный, температура оболочек имитаторов твэл в эксперименте не превысила 600 С. Однако, в связи с малым масштабом (по сравнению с реакторной установкой) стенда ИСБ-ВВЭР и возникновением течения неравновесного двухфазного потока со встречным движением холодной воды и пара для решения вопроса о переносе результатов на натуру (масштабный фактор), необходимы эксперименты, в которых ДСПЗАЗ имела бы емкости и трубопроводы с диаметрами близкими к натурным диаметрам.
С целью создания представительной модели ДСПЗАЗ в ГНЦ РФ - ФЭИ сооружен полномасштабный теплогидравлический стенд ГЕ-2М, который является представительной установкой для экспериментального исследования работы ДСПЗАЗ [34]. Основная цель сооружения стенда -испытание работы ДСПЗАЗ и выработка предложений по модернизации технологической и конструктивной схемы системы, направленных на обеспечение ее проектной расходной характеристики.
Стенд, моделирует одну группу гидроемкостей системы пассивного залива реакторной установки ВВЭР-1000. Геометрические размеры трубопроводов, связывающих ДСПЗАЗ с реакторной установкой, и высотные отметки расположения оборудования на стенде ГЕ-2М соответствуют проектным высотным отметкам для ДСПЗАЗ. Объем емкостей уменьшен в масштабе 1:12, что привело к сокращению общего времени слива теплоносителя, но количество расходных ступеней и расход теплоносителя на каждой ступени сохранены проектными. Моделирование взаимосвязей ДСПЗАЗ с реакторной установкой на крупномасштабном полнонивелирном стенде ГЕ-2М в ГНЦ РФ - ФЭИ предполагалось обеспечить поддержанием граничных условий на входе-выходе трубопроводов стенда. Граничные условия на патрубках ДСПЗАЗ были получены в результате численного моделирования аварийных процессов в РУ, оснащенной пассивными системами СПОТ и ДСПЗАЗ.
В ходе проведенных экспериментов на стенде ГЕ-2М в ГНЦ РФ -ФЭИ была доказана работоспособность ДСПЗАЗ с гидроемкостями, оснащенными внутрикорпусными устройствами, снижающими влияние неравновесных конденсационных процессов на работу ДСПЗАЗ [35].
В опытах на ГЕ-2М в ГНЦ РФ - ФЭИ было исследовано влияние длины подводящих «паровых» трубопроводов, соединяющих верх гидроемкостей с ГЦТ и соответствующих разным проектным размещениям гидроемкостей ДСПЗАЗ, на время выхода системы на проектный расход. Также были проведены эксперименты, в которых изучалось влияние разных вариантов подключения сливных трубопроводов от каждой гидроемкости к реактору на расходную характеристику системы. При этом были рассмотрены случаи как совместного, так и независимого слива охлаждающей воды из каждой гидроемкости.
Основные результаты работ, выполненных на стенде ГЕ-2М [35]: - разные варианты подключения сливных трубопроводов от каждой гидроемкости к реактору практически не оказывают влияния на расходную характеристику ДСПЗАЗ; - время выхода ДСПЗАЗ на проектный расход не превышает 40 с, увеличение длины подводящих «паровых» трубопроводов (имеющее место в одном из четырех каналов ДСПЗАЗ) приводит к увеличению времени запуска системы до -100 с, что не превышает времени проектного выхода ДСПЗАЗ на заданный расход; - для снижения влияния холодного теплоносителя на время выхода ДСПЗАЗ на проектный расход в трассировке трубопроводов рекомендовано не допускать горизонтальных участков в «паровых» трубопроводах, а создавать уклон трубопроводов от верхней точки в сторону емкостей.
В то же время следует отметить, что при выполнении программы экспериментальных исследований на стенде ГЕ-2М в ГНЦ РФ - ФЭИ не было в полной мере смоделировано влияние обратных связей ДСПЗАЗ с реакторной установкой. Давление на входе-выходе трубопроводов стенда поддерживалось постоянным, хотя как было показано расчетами [36] в ходе работы ДСПЗАЗ давление в первом контуре РУ изменяется в диапазоне от 1,6 до 0,2 МПа. Это не позволяет сделать окончательного вывода о работоспособности проектной ДСПЗАЗ, как с точки зрения обеспечения требуемого расхода, так и с точки зрения предотвращения перегрева A3. По полученным данным также нельзя сделать вывод о реальных параметрах работы ДСПЗАЗ. Стенд ГЕ-2М в рассматриваемой конфигурации обеспечивает основу для решения лишь отдельных технологических вопросов.
Сегодня, в отсутствие натурных полномасштабных исследований, поведение РУ совместно с системами СПОТ и ДСПЗАЗ моделируется расчетным путем с помощью системных теплогидравлических кодов, и, соответственно, надежность предотвращения тяжелой стадии аварии напрямую зависит от надежности используемых средств расчетного анализа.
Закон моделирования с сохранением времени (объемно-мощностное моделирование)
Как понятно из названия этого закона, при данном способе моделирования процессы в модели протекают с той же скоростью, что и в прототипе, а объем и мощность модели уменьшены в одно и тоже число раз, называемое объемно-мощностным масштабом.
При данном законе моделирования сохраняются отношения площади канала течи к его объему, удельное энерговыделение. Однако масштабирование площади течи отличается от масштабирования площади проходного сечения активной зоны. При этом масштабирование длины и площади активной зоны таково, что сечение зоны значительно уменьшается. Таким образом, требуемое в модели сопротивление много больше, чем в прототипе. Следует отметить, что данная модель позволяет сохранить скорости и ускорения потоков не только в самих элементах установки, но и во входящих либо исходящих потоках.
При данном законе моделирования отсутствует проблема искажения процесса теплообмена в модели активной зоны при использовании имитаторов твэл того же диаметра и с тем же шагом, что и в прототипе. Это означает, что температуры стенки имитаторов твэл в модели и прототипе равны.
Идеализированный закон моделирования с сохранением времени был получен Н. Нахаванди [37]. Этот способ моделирования основывается на математическом представлении модели и образца. В этом случае, как модель, так и прототип идеализированы в виде систем, состоящих из отдельных ячеек, содержащих массу и энергию, соединенных между собой ячейками потока, содержащих момент инерции. По мнению автора, связи, установленные в этих двух идеализированных системах, лучше, чем в оригинальном прототипе и модели. Мы не будем подробно останавливаться на рассмотрении этого подхода, так как он не применим для модельных исследований с помощью экспериментальных установок и интересен лишь сам факт существования такого способа, который демонстрирует широту подходов в вопросе моделирования.
Данный способ моделирования был получен из рассмотрения системы уравнений сохранения массы, моментов и энергии теплоносителя в одномерном приближении, закона сохранения энергии для металлоконструкций и граничных условий. Система составлена для простейшей схемы, состоящей из обогреваемого участка, теплообменника, насоса и соединяющих их трубопроводов. Уравнения составляются для всех элементов или участков системы.
Далее уравнения приводятся к безразмерному виду путем введения безразмерных параметров. Безразмерные параметры представляют собой отношения различных переменных величин в различных элементах установки к аналогичным фиксированным параметрам в обогреваемом участке. Для того чтобы модель была подобна прототипу, необходимо обеспечить равенство всех чисел подобия модели и прототипа для всех участков моделирования, что само по себе является не простой задачей.
Авторы, анализируя безразмерные уравнения сохранения, совместно с числами подобия, получили набор критериев подобия, представленных в таблице 2.1. Данный набор удовлетворяет всем требованиям, заложенным в числах подобия, за исключением числа Био. Так как число Био включает в себя коэффициент теплоотдачи, было показано, что это может послужить причиной некоторых искажений при моделировании турбулентного пограничного слоя. Однако искажения касаются только перепада температур на пограничном слое и к тому же это может быть не так важно для однофазных потоков.
Учет тепловых потерь стенда
Планируемый эксперимент имеет большую протяженность во времени. Как известно, относительная величина тепловых потерь любой модельной установки, превышает относительную величину тепловых потерь реальной установки (прототипа) примерно на два порядка. Это связано с тем, что при уменьшении линейного размера L элемента его объем уменьшается как L , а поверхность - как L .
Следует также отметить, что через 1000 с (согласно данным отчета ОКБ "Гидропресс" [36]) величина тепловыделения в активной зоне реактора становится равной 2%, что равно тепловым потерям стенда ПСБ-ВВЭР в стационарном состоянии. Для условий реальной реакторной установки расчетная величина тепловых потерь составляет 0.06%.
В связи с этим, большую важность приобретает вопрос учета (корректной компенсации) тепловых потерь экспериментальной установки. Очевидно, что без компенсации тепловых потерь тем или иным образом мощность модели активной зоны, задаваемая на основе кривой остаточного тепловыделения, быстро снижается до величины, равной тепловым потерям экспериментальной установки и продолжение эксперимента становится нецелесообразным.
На установке ПСБ-ВВЭР, в отличие от зарубежных экспериментальных установок, таких как BETHSY (Франция) или PKL (Германия), отсутствуют нагреватели для компенсации локальных тепловых потерь в разных компонентах установки. Лишь в компенсаторе давления имеется нагреватель, основной функцией которого является моделирование нагревателей КД ВВЭР-1000. Этот нагреватель может быть использован для компенсации тепловых потерь только компенсатора давления.
Поэтому, единственным способом компенсации тепловых потерь с поверхности оборудования установки ПСБ-ВВЭР (за исключением КД) является соответствующая модификация кривой мощности модели активной зоны.
Для сравнения можно отметить, что в ряде экспериментов на установке PKL использовался комбинированный способ компенсации тепловых потерь: в кривую мощности активной зоны было добавлено 50 кВт для компенсации интегральных тепловых потерь, а имеющиеся средства локальной компенсации потерь использовались с учетом протекания эксперимента.
Для рассматриваемого эксперимента зависимость мощности модели активной зоны от времени должна учитывать следующие составляющие: - зависимость тепловыделения в активной зоне от времени для РУ с ВВЭР-1000, - зависимость тепловых потерь установки ПСБ-ВВЭР от температуры. Величина тепловыделения в активной зоне определяется следующими составляющими: - нейтронной мощностью; - аккумулированным теплом; - остаточным тепловыделением (за счет радиоактивного распада).
В стационарном состоянии тепловыделение в активной зоне определяется нейтронной мощностью и тепловыделением за счет радиоактивного распада.
В переходном процессе при срабатывании аварийной защиты или изменении состояния теплоносителя первые несколько минут тепловыделение в активной зоне определяется аккумулированным теплом и тепловыделением за счет радиоактивного распада.
По истечении небольшого промежутка времени практически все тепловыделение определяется только радиоактивным распадом продуктов деления.
Кривая остаточного тепловыделения основывается на данных для РУ с ВВЭР-1000, имеющихся, как правило, для 100 %-ной номинальной мощности. Эта зависимость должна быть скорректирована с учетом того, что эксперименты на установке ПСБ-ВВЭР будут выполнены на мощности 15 % от номинальной.
В качестве кривой остаточного тепловыделения предлагается, не содержащая консервативных предположений, кривая, используемая для РУ с ВВЭР-1000 (таблица 3.1). При определении компенсации тепловых потерь установки ПСБ-ВВЭР необходимо проанализировать наличие, либо отсутствие для планируемого эксперимента следующих особенностей моделируемых процессов: ? срабатывание A3: после срабатывания A3 средняя температура теплоносителя первого контура снижается; ? отключение ГЦН: тепловые потери остановленного ГЦН существенно ниже тепловых потерь работающего ГЦН; ? при рассматриваемой течи из первого контура в течение длительного времени давление в парогенераторах выше давления первого контура. На основании результатов отчета ОКБ "Гидропресс" [36] в результате работы СПОТ давление во втором контуре становится меньше давления в первом контуре примерно к 6500 с. На этом интервале практически нет отвода тепла в парогенераторах из первого контура во второй. Имеет место обратный процесс (реверс теплообмена) - переток тепла из второго контура в первый контур; ? в сценарии моделируются действия оператора по расхолаживанию второго контура (системой СПОТ), что вызывает постепенное снижение температуры среды второго контура и приводит к уменьшению тепловых потерь установки ПСБ-ВВЭР (со стороны второго контура). Впоследствии (после 1=5000 с), при снижении давления второго контура ниже давления первого контура тепловые потери второго контура значительно уменьшаются, так давление во втором контуре становится равным примерно 0,2 МПа (температура насыщения - 120 С). Величина тепловых потерь от одного парогенератора с учетом гидравлического тракта системы СПОТ будет равна 1,5 кВт; ? в эксперименте (как и на реальной АЭС) происходит отключение нагревателя компенсатора давления из-за снижения уровня в КД, но при этом из-за того, что корпус компенсатора давления был разогрет до высокой температуры длительный промежуток времени, необходимо (для установки ПСБ-ВВЭР) учитывать его тепловые потери. Их вклад можно оценить равным 3 кВт на всем временном интервале исследуемого процесса; ? после подключения ДСПЗАЗ и по мере ее работы происходит разогрев оборудования системы (из-за поступления пароводяной смеси высокой температуры), что приводит к появлению дополнительных тепловых потерь, выражающихся в увеличении "эффективности" ДСПЗАЗ. За счет конденсации в системе насыщенного пара происходит появление в них конденсата и, соответственно, увеличение количества воды, которое может быть далее использовано.
