Введение к работе
При аварии с малой потерей теплоносителя после снижения давления в первом контуре реактора ВВЭР насосами САОЗ высокого давления осуществляется подача относительно холодной (30-50 С) борированной воды в трубопровод холодной нитки. При этом возникает опасность попадания теплоносителя с низкой температурой на корпус реактора, которая усугубляется тем, что в процессе эксплуатации под влиянием флюэнса нейтронов происходит охрупчи-вание металла, сопровождающееся повышением температуры хрупкой прочности. Для исключения возможности теплового удара и высоких термических напряжений в металле корпуса реактора и циркуляционного трубопровода необходимо обеспечить подогрев заливаемой жидкости при ее движении от сопла заливки к корпусу реактора.
Во время аварии с малой потерей теплоносителя при срабатывании одной из уставок аварийной защиты реактора предусмотрено отключение ГЦН. При этом расход в циркуляционных петлях снижается со скоростью, соответствующей выбегу насоса, а затем стабилизируется на уровне естественной циркуляции (~ 1 % от номинального). Возможно также полное прекращение циркуляции при образовании уровня теплоносителя в циркуляционной петле. Таким образом, заливка холодной воды САОЗ может осуществляться при наличии либо при отсутствии циркуляции теплоносителя в ГЦК.
Для ввода борированной воды в корпус реактора существуют различные варианты расположения узла впрыска системы САОЗ высокого давления на циркуляционном трубопроводе. На отечественных и зарубежных реакторных установках впрыск осуществляется преимущественно на участке холодной нитки от ГЦН до входа в корпус реактора. На реакторах ВВЭР-440 (например, АЭС «Ловииза», Финляндия) ввод борированной воды из САОЗ высокого давления осуществляется в вертикальный участок холодной нитки реактора. Для реактора ВВЭР-1000 проекта В-428 (Тяньваньская АЭС, Китай) сопло заливки размещено в верхней части сечения горизонтального участка холодной нитки циркуляционного трубопровода. Место расположения узла впрыска может существенно влиять на степень подогрева заливаемой воды.
Актуальность темы.
Проблема определения величины подогрева борированной воды, подаваемой насосами высокого давления при авариях с малой потерей теплоносителя, при ее движении по циркуляционному трубопроводу и опускному каналу реактора является важной с точки зрения обеспечения безопасной работы АЭС. В этих условиях для определения термических напряжений в стенках корпуса реактора и трубопроводов 1 контура необходимо знать распределение температуры и характеристики пульсаций температуры теплоносителя в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпуса реактора.
Определение температуры теплоносителя в опускном канале реактора позволит оценить опасность хрупкого разрушения корпуса реактора в условиях охрупчивания металла под воздействием флюэнса нейтронов.
Цель работы
Целью работы является получение характеристик перемешивания при заливке холодной борированной воды из САОЗ высокого давления в условиях аварии с малой потерей теплоносителя, создание расчетной методики для определения величины ее подогрева и выработка рекомендаций по организации ввода воды САОЗ в первый контур реакторной установки. Выполненная работа ориентирована на реакторные установки российского производства (реакторы ВВЭР), однако полученные результаты могут быть применены и для расчета температурных условий аналогичных зарубежных реакторов. і Научная новизна
Проведено экспериментальное исследование процесса перемешивания при аварийной заливке борированной воды из САОЗ в циркуляционный трубопровод корпусной реакторной установки при аварии с малой потерей теплоносителя на прозрачной модели и модели высокого давления, имитирующих корпус и фрагмент циркуляционного трубопровода холодной нитки реакторной установки. При этом рассмотрены различные варианты ориентации сопла заливки и геометрии опускного канала корпуса реактора, а также проведено исследование подогрева заливаемой воды при различных положениях уровня теплоносителя в корпусе реактора.
На, основе обобщения опытных данных, полученных на экспериментальных установках, имитирующих реактор ВВЭР-1000, получены эмпирические зависимости для определения температурного режима в опускном канале реакторной установки при впрыске холодной борированной воды во время работы САОЗ высокого давления.
На основе полученных зависимостей и результатов опытов на горячей и холодной моделях разработана методика расчета температуры теплоносителя в трубопроводе холодной нитки и в опускном канале корпуса реактора при аварийной подаче воды для компенсации потерь теплоносителя при малой течи. Проведено исследование влияния различного расположения сопла заливки и даны рекомендации по конструкции узла ввода борированной воды. .
Практическая ценность работы
Разработанная методика позволяет определить температурное состояние теплоносителя в циркуляционной петле и в опускном канале корпуса реактора при впрыске борированной воды насосами САОЗ высокого давления.
Результаты работы могут быть использованы при постановке граничных условий в обосновании прочности корпуса реактора и циркуляционного трубопровода при подаче холодной борированной воды от САОЗ высокого давления. Рекомендации по организации узла впрыска могут быть /чменены при разработке новых проектов АЭС.
Полученные результаты применимы для обоснования безопасности работы РУ с ВВЭР при авариях с малой течью, при которых происходит функционирование САОЗ высокого давления. Разработанная автором методика ориентирована на конструктивные особенности российских корпусных реакторов и их рабочие параметры, однако возможно применение полученных результатов и для расчета температурного режима реакторов типа PWR в случае подобия конструкции сопла впрыска соответствующему узлу реактора ВВЭР.
Предмет защиты
В диссертации защищаются экспериментальные данные, полученные в опытах по исследованию процессов перемешивания на моделях циркуляционного трубопровода и опускного канала реакторной установки, и расчетная методика определения величины подогрева холодной борированной воды, подаваемой из САОЗ высокого давления.
Достоверность основных научных положений и выводов базируется на привлечении большого количества экспериментальных данных, как полученных автором на модельных установках с проведением оценки погрешности измерений, так и выявленных при анализе литературных источников. Для разработки расчетной методики были привлечены апробированные зависимости, полученные другими исследователями в работах по данной тематике.
Личный вклад автора
В диссертации представлены результаты экспериментальных исследований, выполненных автором самостоятельно, а также совместно с сотрудниками ОАО «НПО ЦКТИ». Автор принимал участие в проведении экспериментов, в обработке и анализе полученных опытных данных, разработал методику определения температурного состояния теплоносителя в данных условиях.
Апробация результатов исследования. Основные положения диссертации докладывались:
- на второй научно-практической конференции «Безопасность атомных
станций», Госпроматомнадзор СССР, М., 1991 г,
-на конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС. Теплофизика 99». Обнинск, 1999 г,
- на конференции «Молодые специалисты об актуальных вопросах разви
тия атомной энергетики, СПбАЭП, 2000 г.,
-на научно-практическом семинаре "Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР", С-Петербург, 12-14 сентября 2000 г,
- на научно-технических совещаниях в ОАО «НПО ЦКТИ» с участием
специалистов ОАО «Ижорский завод» и ГАН РФ,
- на секциях атомной энергетики НТС ОАО «НПО ЦКТИ» и ФГУП
«СПбАЭП» г. С-Петербург.
По результатам исследований были опубликованы 4 печатные работы и получено авторское свидетельство №1469996 ГК СССР по делам изобретений и открытий на изобретение «Устройство для ввода теплоносителя в корпус».
Структура диссертационной работы:
Диссертационная работа состоит из Введения, б основных глав, Заключения, 2 Приложений, а также содержит 59 рисунков и 5 таблиц. Список использованной литературы состоит из 47 наименований.
