Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Анализ явления естественной циркуляции применительно к использованию в системах отвода остаточного тепловыделения в РБН
1.1 Тенденции развития систем отвода остаточного тепловьщеления 16
1.2 Расчетно-экспериментальное исследование явления естественной циркуляции в режимах отвода остаточного тепловыделения 22
1.3 Критериальный анализ устойчивости режимов ЕЦ для отдель ных конфигураций контуров, используемых в COOT 43
Выводы главы 1 53
ГЛАВА 2. Расчетное моделирование процессов отвода остаточного тепловы деления, описание математических моделей расчетных кодов 54
2.1 Модель РУ с системой отвода тепла через ВТО 55
2.2 Модель локальной естественной конвекции 68
2.3 Модель отвода тепла через корпус реактора 74
Выводы главы 2 75
ГЛАВА 3. Расчетное обоснование режимов отвода остаточного тепловыделе ния в РБН, рекомендации по оптимизации COOT через ВТО 76
3.1 Обоснование допустимых уровней мощности реактора БН-350 77
3.2 Обоснование режимов функционирования и характеристик СООТ через ВТО в РУ БН-800 82
3.2.1 Рекомендации по алгоритму включения COOT РУ БН-800 в работу, обоснование параметров системы автоматического регулирования 85
3.2.2 Обоснование работоспособности COOT РУ БН-800 в экстремальных условиях 91
3.2.3 Методика оптимизации характеристик системы отвода остаточного тепловыделения через ВТО, рекомендации применительно к COOT РУ БН-800 102
3.3 Перспективы использования COOT через ВТО 109
Выводы главы 3 113
Анализ способов повышения эффективности рассеивания тепла наружу в перспектнвныж COOT 114
4.1 Оптимизация параметров COOT через корпус реактора, пути повышения ее эффективности и расширения области применения 114
4.1.1 Анализ возможностей расширения диапазона применения COOT через корпус реактора 115
4.1.2 Оптимизация ширины зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора 122
4.1.3 Способы развития поверхности теплообмена 129
4.2 COOT через стенки основных трубопроводов и оборудования 135
4.2.1 Описание предлагаемого варианта COOT 135
4.2.2 Обоснование компоновочных решений системы применительно к реактору большой мощности 137
Выводы главы 4 146
Заключение 147
Список использованной литературы
- Расчетно-экспериментальное исследование явления естественной циркуляции в режимах отвода остаточного тепловыделения
- Модель локальной естественной конвекции
- Обоснование режимов функционирования и характеристик СООТ через ВТО в РУ БН-800
- Анализ возможностей расширения диапазона применения COOT через корпус реактора
Введение к работе
В настоящее время ядерная энергетика играет заметную роль в производстве электроэнергии в большинстве развитых стран мира. По данным МАГАТЭ [1] на конец 1999 года доля электрогенерирующих мощностей на атомных электростанциях (АЭС) в целом по всему миру достигла ~17% от общего количества электроэнергетических мощностей. По данным этого доклада доля производимой на АЭС электроэнергии в странах Западной Европы на этот период составила 43% от общего количества. Несмотря на заметное снижение в последние годы темпов развития ядерной энергетики общепризнанным является мнение о том, что в будущем ее роль будет все более возрастать. Особое и важное место в структуре ядерной энергетики будущего занимают быстрые реакторы. Они позволяют существенно увеличить сырьевую базу ядерной энергетики за счет расширенного воспроизводства топлива.
Из-за наличия в реакторе после его останова остаточного энерговыделения, обусловленного радиоактивным распадом осколков, образующихся в результате деления ядер топливного материала, а также продуктов радиационного захвата (5-7% от общей мощности реактора перед его остановом), и имеющих достаточно большой период полураспада, необходимо обеспечить отвод этого тепла для предотвращения расплавления активной зоны.
В случае плановых остановов реактора, когда все системы и оборудование атомной электростанции сохраняют работоспособное состояние, отвод тепла может быть осуществлен системами нормального теплоотвода. При незапланированных остановах реактора, обусловленных невозможностью продолжения его нормальной эксплуатации вследствие возникновения определенных исходных событий (ИС), системы нормального теплоотвода могут выйти из строя. На этот случай в проектах АЭС предусматриваются штатные системы аварийного отвода тепла (САОТ), которые относятся к системам безопасности и должны сохранять работоспособность во всех аварийных ситуациях, предусмотренных проектом АЭС. Эти системы часто еще называют системами аварийного расхолаживания (САРХ), но оба названия нельзя признать удачными.
По сути дела, системы аварийного отвода тепла - это системы, предназначенные для отвода остаточного тепловыделения от остановленного реактора, чтобы предотвратить возникновение радиационной аварии. Поэтому наиболее подходящим названием для этих систем, по мнению автора, является термин, используемый в иностранной литературе - системы отвода остаточного тепловыделения (COOT). Однако в связи с широким использованием в литературе термина "аварийный теплоотвод", мы будем применять и его, понимая, что речь идет об отводе остаточного тепловыделения.
В качестве теплоносителя в быстрых реакторах (БР) возможно использование различ-
ных веществ: жидких металлов (натрий, натрий-калий, свинец, свинец-висмут), газов и т. п. Наиболее исследованным и обоснованным из них является натриевый теплоноситель. Несмотря на свою повышенную пожароопасность натрий представляется перспективным для использования в быстрых реакторах будущего.
Работы, результаты которых представлены в диссертации, выполнены в рамках научно-технической деятельности, проводимой в отделе инженерных проблем безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (РБН).
Однако следует заметить, что многие из полученных автором результатов могут быть применимы для использования как в БР с другим жидкометаллическим теплоносителем (свинец, свинец-висмут), так и в реакторах другого типа, например, ВВЭР.
Актуальность задачи обоснования и повышения безопасности РБН в условиях аварийного теплоотвода определяется следующими обстоятельствами,
В последние годы произошло ужесточение требований со стороны надзорных органов к обеспечению безопасности АЭС. В связи с этим возникла задача доведения действующих АЭС до соответствующего уровня требований безопасности, в частности, усовершенствования входящих в состав этих станций систем аварийного теплоотвода.
При разработке и обосновании новых проектов АЭС появился ряд проблем и аспектов, анализ которых ранее не требовался или требовался в не столь детальной форме. К ним можно отнести следующие вопросы:
анализ отказов по общей причине и учет их влияния на работоспособность отдельных систем и оборудования и безопасность установки в целом;
анализ возможных ошибок персонала и учет их влияния на протекание аварийных процессов;
учет влияния внешних факторов, свойственных месту расположения АЭС, на работоспособность систем и оборудования (уровень сейсмичности, возможные источники ударной волны, ветровая нагрузка, характерные колебания температуры наружного воздуха и т. п.);
формирование перечня запроектных аварий, наиболее опасных по последствиям и по вероятности их возникновения, анализ этих аварий и в случае необходимости разработка мероприятий, обеспечивающих приемлемые последствия аварий.
В частности, учет вышеуказанных вопросов применительно к COOT требует рассмотрения режимов их функционирования в условиях естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя. Таким образом, исследование явления ЕЦ в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) приобретает важное значение при анализе их безопасности.
7 Подобные исследования представляют большой интерес и с точки зрения перспектив развития ядерной энергетики. Анализ тенденций развития ядерной энергетики показывает, что акцент делается на создание АЭС, обладающих свойствами повышенной безопасности, за счет максимального использования внутренне присущих им свойств безопасности, а также пассивных систем. Поэтому можно утверждать, что системы отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах следующих поколений будут основаны на максимальном использовании пассивных принципов работы, т. е. на ЕЦ.
В связи с этим актуальной является разработка и обоснование перспективных пассивных систем отвода остаточного тепловыделения.
Решение перечисленных проблем тесным образом связано с необходимостью разработки соответствующих расчетных кодов, адекватно моделирующих исследуемые процессы.
Дель диссертационной работы состоит в обобщении опыта исследований проектных и запроектных режимов аварийного теплоотвода в реакторах БН-350, БН-600, проектах реакторов БН-800, CEFR и на его основе разработке методик по обоснованию и оптимизации основных характеристик перспективных систем отвода остаточного тепловыделения для проектов будущих АС с РБН.
Научная новизна результатов диссертационной работы заключается в следующем: на основе анализа экспериментальных данных, полученных на действующих быстрых реакторах, разработана и верифицирована комплексная математическая модель процессов аварийного теплоотвода для РУ с петлевой и интегральной компоновками, описывающая как общеконтурную, так и локальную конвекцию теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплоперенос в помещениях АЭС, тепловые потери в окружающее пространство. Указанная математическая модель реализована в виде вычислительных программ STOPWNC и DINRUN, используемых для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-350, БН-800, CEFR;
сформулированы критерии устойчивости режимов ЕЦ воздуха в различных контурах сложной конфигурации;
предложены принципы построения и формирования управляющего сигнала автоматического регулятора COOT РУ БН-800, технические решения, обеспечивающие требуемое качество работы регулятора, и обоснованы условия его устойчивости; предложена методика комплексной оптимизации основных характеристик COOT;
разработаны способы повышения эффективности пассивной системы аварийного теплоотвода через корпус реактора;
- предложен новый вариант пассивной системы отвода остаточного тепловыделения с рассредоточенным стоком тепла наружу через внешнюю поверхность трубопроводов и оборудования контуров РУ.
По теме диссертации автором получены 2 авторских свидетельства на изобретения [2]-[3].
Практическая ценность. Разработаны расчетные коды, верифицированные на основе экспериментальных данных, которые позволили определить допустимые уровни мощности РУ БН-350. На основе проведенных расчетов обоснована безопасность РУ БН-350, БН-800, CEFR в режимах отвода остаточного тепловыделения, предложены оптимальные алгоритмы запуска систем отвода остаточного тепловыделения и управления ими как в проектных, так и запроектных режимах. Исследована степень возможного влияния на работоспособность и характеристики систем отвода остаточного тепловыделения и соответственно на безопасность РУ в целом таких внешних воздействий как землетрясение, ветровая нагрузка.
Предложена методика выбора и оптимизации мощности систем отвода остаточного тепловыделения с учетом всей совокупности характеристик РУ.
Исследованы пределы возможного практического применения перспективных COOT через корпус реактора, а также через стенки трубопроводов теплоотводящих петель и выработаны предложения по расширению границ применимости подобных систем, что позволяет в перспективе после соответствующего обоснования отказаться от специального натриевого оборудования для отвода остаточного тепловыделения и за счет этого существенно повысить экономичность АЭС с РБН.
Апробация результатов работы. Расчетные коды, используемые при анализе безопасности быстрых реакторов в условиях отвода остаточного тепловыделения, протестированы на имеющихся экспериментальных материалах. В частности, с целью верификации расчетных кодов специально проведены эксперименты на реакторе БН-350.
Материалы, вошедшие в диссертационную работу, докладывались на международных, всесоюзных и отраслевых конференциях, совещаниях и семинарах, в том числе на Конференциях по безопасности быстрых реакторов в Гернси (1986), в Сноуберд (1990), в Обнинске (1994), на совещании Консультативной группы МАГАТЭ в Юлихе (1994).
Материалы, использованные в диссертационной работе, опубликованы в составе 90 научных трудов, выпущенных при участии диссертанта.
Автор выносит на защиту следующие основные положения:
комплексную методику моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах обору-
9 дования, теплопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство, реализованную в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, использованных для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-800, БН-600, БН-350, CEFR;
критерии устойчивости штатных режимов ЕЦ воздуха для отдельных контуров сложной конфигурации;
рекомендации по комплексной оптимизации схем и характеристик систем отвода остаточного тепловыделения и выбору их мощности в процессе проектирования; предложения по принципам построения и формирования управляющего сигнала, параметрам автоматического регулятора и техническим решениям, обеспечивающим устойчивое и качественное регулирование температуры натрия на выходе ВТО БН-800;
результаты расчетного обоснования работоспособности COOT РУ БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб);
методику учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350;
научно-технические решения, позволяющие расширить границы применимости перспективной системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора; концепцию системы отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющую повысить безопасность и экономичность БР, и проработки по ее обоснованию. Общая характеристика работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 221 наименование. Основной материал диссертации изложен на 160 страницах машинописного текста, содержит 3 таблицы и 128 иллюстраций, дополнен тремя приложениями - на 5 листах.
В первой главе проводится анализ проблем безопасности, возникающих в РБН в условиях отвода остаточного тепловыделения. На основе анализа существующих и проектируемых систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, выявлены тенденции их развития и определены перспективные варианты. Очерчен круг вопросов, связанных с использованием в системах отвода остаточного тепловыделения явления естественной циркуляции. Сформулированы критерии устойчивости общеконтурной ЕЦ для отдельных контуров сложной конфигурации, используемых в системах отвода остаточного тепловыделения. На основе экспериментов, проведенных на реакторе БН-350, выявлена важная роль при анализе режимов отвода остаточного тепловыделения явления
10 локальной естественной конвекции, обусловленной неоднородностью температуры теплоносителя по длине контура циркуляции; исследованы механизмы ее возникновения и условия существования. Приводятся результаты верификации расчетных программ, разработанных диссертантом, на основе полученных экспериментальных результатов.
Вторая глава посвящена описанию особенностей расчетного моделирования процессов отвода остаточного тепловыделения, обсуждаются математические модели и методики, разработанные автором для анализа COOT и переходных процессов, связанных с функционированием этих систем. В том числе описана предложенная диссертантом методика учета в рамках одномерной геометрии явления локальной ЕЦ, обусловленной неоднородностью температуры теплоносителя по длине контура циркуляции. Приводится информация по верификации расчетных программ, разработанных на основе описанных моделей,
В третьей главе рассматриваются результаты расчетных исследований режимов отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах, проведенных в обоснование принимаемых решений по обеспечению безопасности действующих и проектируемых быстрых реакторов с натриевым охлаждением. В частности, представлены результаты обоснования допустимых уровней мощности реактора БН-350; приведены результаты расчетного обоснования алгоритма пуска системы отвода остаточного тепловыделения РУ БН-800, характеристик регулятора температуры теплоносителя на выходе ВТО, работоспособности COOT РУ БН-800 в экстремальных условиях; предложена методика выбора и оптимизации мощности ВТО при использовании его в системе отвода остаточного тепловыделения, а также оптимизации характеристик ВТО и воздушного тракта системы; проанализирована возможность использования ВТО в составе полностью пассивной COOT.
В четвертой главе проводится анализ перспективных систем отвода остаточного тепловыделения, основанных на пассивных принципах функционирования. Рассматриваются возможные способы повышения эффективности системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора и расширения границ ее применимости. Предложен вариант организации отвода остаточного тепла через стенки основных трубопроводов РУ, представлены результаты, раскрывающие возможности предлагаемой системы отвода остаточного тепловыделения, анализируются ее достоинства и недостатки.
В заключении сформулированы основные результаты, достигнутые диссертантом в области оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым охлаждением и анализа перспективных направлений их развития.
Автор выражает особую признательность профессору, д. т. н, Ю. Е. Багдасарову за ценные советы и полезные замечания.
Расчетно-экспериментальное исследование явления естественной циркуляции в режимах отвода остаточного тепловыделения
В ряде современных проектов РБН (EFR, DFBR, PRISM, KALIMER, БН-1800, CEFR и др.) предусмотрено применение COOT, использующих ЕЦ в качестве штатного режима функционирования. Для обоснования работоспособности этих конкретных систем выполнено большое количество экспериментальных работ [52],[62],[65],[67],[69],[70],[73],[84],[87]. Однако утверждать, что явление естественной конвекции применительно к использованию его в COOT досконально изучено, еще преждевременно. Опыт, полученный на БН-350 [14],[30], БН-600 [32],[78], показал, что даже для одного и того же контура циркуляции можно получить принципиально отличающиеся режимы ЕЦ (направление циркуляции, уровень расхода) в зависимости от исходного состояния системы и РУ в целом, от характера изменения внешних факторов. Таким образом, каждый конкретный вариант COOT требует проведения соответствующего как экспериментального, так и расчетного обоснования режимов ЕЦ с учетом характерных для него конструктивных и режимных параметров.
Умение корректно моделировать и рассчитывать ЕЦ для различных вариантов COOT является важным по следующим причинам.
1) Это позволяет уже на стадии разработки системы выбрать правильные конструктивные решения и, таким образом, избежать излишнего объема работ, связанного с экспериментальным обоснованием системы и исправлением возможных ошибочных решений.
2) Экспериментально проверить работоспособность системы во всех возможных режимах ее работы (для всего спектра исходных состояний РУ и COOT, а также внешних воздействий) практически нереально, поэтому наличие верифицированных расчетных кодов позволяет проводить обоснование части режимов расчетным путем, особенно это касается анализа запроектных аварий.
Свободноконвективные течения в общем случае имеют сложную пространственную структуру. Для некоторых элементов РУ (верхняя смесительная камера реактора, напорная камера и т. п.) расчет режимов естественной конвекции проводится по двух- и трехмерным программам с учетом пространственного распределения скорости, температуры, давления (см. главу 2). Однако это, как правило, расчеты отдельных элементов, а не всей системы в целом, либо стационарных или непродолжительных переходных режимов. В действительности, переходные режимы с естественной циркуляцией характеризуются большой длительностью, конечные квазистационарные состояния ЕЦ существенно зависят от условий протекания переходного режима, в том числе температурного состояния всей установки в целом.
Расчет всей РУ в течение длительных переходных процессов (до нескольких десятков часов или даже нескольких суток) с помощью многомерных программ требует значительного машинного времени. Поэтому в инженерных кодах, используемых для полномасштабного анализа режимов ЕЦ в границах всей РУ, широко используются одномерные модели течения теплоносителя.
В этих моделях одномерное естественноконвективное движение теплоносителя является результатом неравномерного распределения его температуры по длине исследуемого замкнутого контура циркуляции. В границах этого контура возникает направленное течение теплоносителя. Эта обшеконтуриая естественная циркуляция моделирует основное (усредненное по проходному сечению контура) течение теплоносителя,
В рамках такой одномерной модели мы пренебрегаем пространственной картиной течения теплоносителя, в том числе возможностью образования вторичных течений теплоноси теля, замыкающихся в пределах отдельных участков основного контура циркуляции. Такие замкнутые локальные контуры можно условно разбить на две группы в зависимости от их пространственной ориентации: а) контуры циркуляции, замкнутые в плоскости, перпендикулярной основному течению теплоносителя (т. е. в плоскости поперечного сечения трубопровода) и обусловленные не равномерностью распределения температуры теплоносителя в этом сечении; б) контуры циркуляции, замыкающиеся в плоскостях продольных сечений трубопровода (т. е. имеющие определенную протяженность вдоль основного контура циркуляции) и обу словленные неравномерностью распределения температуры теплоносителя по длине основ ного контура циркуляции.
Именно локальные контуры циркуляции второго рода представляют для нас интерес, так как они будут оказывать влияние на перенос тепла вдоль основного контура циркуляции.
Приближение одномерной общеконтурной ЕЦ является достаточно корректным при выполнении следующих условий, препятствующих развитию локальных течений теплоносителя, относящихся ко второй группе: - для подвода и отвода тепла в контуре ЕЦ используются сосредоточенные теплообменники, при этом мощность, рассеиваемая из контура наружу, мала по сравнению с мощностью, передаваемой через сосредоточенные теплообменники; - эти теплообменники располагаются на вертикальных участках контура таким образом, что исключается образование устойчивого распределения с более холодным теплоносителем выше более нагретого; переходной процесс в контуре циркуляции протекает без реализации заметной неравномерности температур по длине контура между теплообменниками.
Во всех остальных случаях в контуре циркуляции реализуются локальные течения теплоносителя, которые оказывают заметное влияние на характер развития ЕЦ, на величину переносимого вдоль контура тепла, на конечное состояние системы. Это подтвердили эксперименты по ЕЦ, проведенные в октябре 1996 года на реакторе БН-350 [146].
Для того чтобы понять особенности задачи, которую предполагалось решить в данных экспериментах, следует предварительно дать краткое описание системы отвода остаточного тепловыделения, используемой в РУ БН-350.
Модель локальной естественной конвекции
Работа систем вентиляции помещений АС и шахты peaicropa или их отказ моделируется посредством задания определенного уровня расхода воздуха в этих помещениях и шахте реактора. В качестве моделируемых объектов рассматриваются шахта реактора и по одному из помещений для каждого из исследуемых контуров: первого (для петлевого варианта РУ), второго и контура автономной петли COOT. Предусмотрено моделирование следующих режимов работы систем вентиляции: проектный режим с поддержанием определенного уровня температуры воздуха в помещениях АС и шахте реактора; отказ систем вентиляции при полностью герметичных помещениях контуров РУ и шахты реактора, т. е. с отсутствием расхода воздуха в них; - отказ систем вентиляции при наличии определенного уровня протечек воздуха в помещениях АС, обеспечиваемого за счет самотяги через имеющиеся неплотности в дверях, проходках и т. д. Уровень расхода воздуха в шахте реактора и помещениях АС выбирается в соответствии с рассматриваемым режимом работы систем вентиляции и состоянием этих помещений на основе имеющихся проектных материалов и экспериментальных данных. В частности, применительно к РУ БН-350 наряду с проектными материалами были использованы экспериментальные данные по определению степени герметичности помещений станции [185].
Расчетный код предусматривает возможность изменения во времени режима работы систем вентиляции.
При оценке температурного состояния воздуха и железобетонных конструкций шахты реактора и помещений АС используется сосредоточенная модель для объема воздуха помещений, а стены разбиваются на ряд последовательно расположенных плоских слоев:
В качестве мощности, выделяемой в шахту реактора (помещение АС), берется вся мощность, рассеиваемая наружу с поверхности корпуса реактора (трубопроводов и оборудования соответствующей петли). В том случае, если коммуникации петель того или иного контура располагаются в нескольких помещениях АС, то для температурного моделирования берется самое неблагоприятное из них как с точки зрения уровня тепловых потерь наружу, так и с точки зрения уровня тепловыделения в них. В этом случае в качестве мощности, выделяемой в рассматриваемом помещении берется та доля от общих тепловых потерь с петли, которая приходится на располагаемое в данном помещении оборудование петли.
Более подробно математические модели программных комплексов DINRUN и STOPWNC описаны в работах [88],[184] и [171]-[172]. Численный метод решения системы уравнений
Система используемых уравнений является системой дифференциальных уравнений первого порядка. Для численного решения данной системы дифференциальных уравнений она трансформируется в систему конечно-разностных уравнений первого порядка, записанных с использованием неявной схемы.
Неявный вид конечно-разностных уравнений и малая скорость изменения параметров аварийного процесса в режиме ЕЦ теплоносителя позволяют использовать достаточно большой шаг по времени (до 1 секунды). При расчете противоточного теплообмен ного оборудования, каковым являются ПТО, АТО, ВТО, ПГ, используется итерационный процесс для достижения требуемой точности по температуре.
При решении уравнений гидравлики также используется итерационный процесс для достижения требуемой точности по расходу.
Представленные в главе 1 результаты экспериментов с ЕЦ на реакторе БН-350 показали, что описание режимов естественной конвекции в контурах РУ с помощью одномерной модели общеконтурной ЕЦ не всегда бывает корректным. Во многих случаях сильное влияние на характер протекания режимов ЕЦ оказывает возникающая на различных участках контура локальная естественная конвекция. Основные характерные свойства этого явления и условия его возникновения описаны в главе 1.
Ниже приводится описание модели этого явления, которая позволяет в рамках одномерной теплогидравлической модели контура циркуляции учесть перенос тепла вдоль контура за счет локальной конвекции.
Первоначально исследуемый контур разбивается на горизонтальные и вертикальные участки в соответствии с описанными выше особенностями возникновения локальной ЕЦ. Затем участки, на которых имеются существенные гидравлические неоднородности, например, арматура, крутой изгиб или какая-либо другая помеха для развития локальной ЕЦ, делятся на более мелкие с учетом данных неоднородностей.
Обоснование режимов функционирования и характеристик СООТ через ВТО в РУ БН-800
Одной из важных задач, поставленных при разработке COOT РУ БН-800 и алгоритмов ее функционирования, является требование минимизации возможных колебаний температуры теплоносителя во всех режимах ее работы. Это требование важно для обеспечения необходимого ресурса для основного оборудования РУ и, в первую очередь, несменяемого оборудования 1 контура (напорная камера реактора, напорные трубопроводы 1 контура и т. п.). Это означает, что необходимо: поддерживать температуру натрия на выходе ВТО близкой к уровню температуры натрия на выходе ПГ; - поддерживать примерно одинаковым соотношение расходов в петлях 1 и 2 контуров. В режиме "горячего" резерва поддержание заданного уровня температуры натрия на выходе ВТО в первую очередь обеспечивается удачно выбранной для данного режима схемой циркуляции натрия через ВТО. Существенный дисбаланс между расходами натрия и воздуха через ВТО в режиме "горячего" резерва обеспечивает минимальные колебания температуры натрия на выходе ВТО даже при значительных возмущениях по температуре и расходу со стороны воздуха. В случае, если все-таки возникнет необходимость регулирования температуры натрия на выходе ВТО в режиме "горячего" резерва, это может быть сделано с помощью регулирующих вентилей Ду40.
Регулирование температуры натрия на выходе ВТО в режиме функционирования (отвода остаточного тепловыделения) планируется осуществлять посредством поворота лопаток воздушных шиберов. Изменение расхода воздуха, обусловленное поворотом лопаток шибера и соответствующим изменением гидравлического сопротивления воздушного тракта, приведет к изменению отводимой к воздуху мощности и, в конечном итоге, к изменению температуры натрия на выходе ВТО.
Регулирование с помощью такой системы затрудняется из-за двух обстоятельств: в связи со значительной инерционностью воздушного тракта и тепловой инерционностью ВТО для такой системы автоматического регулирования будет наблюдаться значительное запаздывание во времени между регулирующим воздействием и изменением регулируемого параметра; второе обстоятельство связано с достаточно большой скоростью поворота лопаток шиберов (поворот на 90 осуществляется за 25 с) и со значительной крутизной гидравлической характеристики воздушных шиберов в области углов, близких к 90 . Эти обстоятельства могут привести к невозможности устойчивого и качественного ре 86 гулирования температуры натрия на выходе ВТО с помощью воздушных шиберов.
Кроме того, в режиме функционирования желательно обеспечить примерно такое же соотношение между расходами натрия в 1 и 2 контурах, как и в номинальном режиме. Это позволит исключить прохождение температурных колебаний с выхода ПТО на вход в реактор при запуске системы в работу. Наиболее близкое к номинальному соотношение между расходами теплоносителя 1 и 2 контуров достигается в режиме ЕЦ по 1 и 2 контурам. Однако, в связи с необходимостью дополнительной экспериментальной проверки и обоснования режимов ЕЦ, на первоначальном этапе в качестве штатного берется режим принудительной циркуляции (ПЦ) натрия, как в первом, так и втором контурах. При этом соотношение расходов ПЦ натрия в 1 и 2 контурах в режиме отвода остаточного тепловыделения составляет примерно 7:1, что обуславливает возникновение температурного скачка в 1 контуре после ПТО и его прохождение на вход в реактор (рис. 3.16). Обоснование перехода на режим ЕЦ в петлях 1 контура при отводе остаточного тепловыделения в реакторе БН-800 позволит существенно снизить температурный скачок на входе в напорную камеру реактора (рис. 3.20).
В режиме запуска системы отвода остаточного тепловыделения в работу поддержание температуры теплоносителя в требуемом диапазоне должно обеспечиваться посредством выбора оптимального временного алгоритма переключения арматуры и оборудования и оптимального соотношения параметров РУ (соотношение расходов в 1 и 2 контурах). Таким образом, из вышесказанного следует необходимость: - обоснования возможности автоматического регулирования температуры натрия на выходе ВТО с помощью поворота лопаток воздушных шиберов; - выбора и обоснования оптимального алгоритма запуска COOT РУ БН-800.
В работах [41],[54] автором были выполнены расчетные исследования по обоснованию характеристик САР ВТО и выбору параметров алгоритма включения COOT РУ БН-800 в работу. Эти исследования были выполнены применительно к существовавшей в тот период схеме поддержания системы в режиме "горячего" резерва, когда отсутствовала протечка "холодного" натрия с напора ГЦН-2 на вход ВТО. При анализе характеристик САР ВТО это обстоятельство не является важным, так как автоматическое регулирование температуры натрия на выходе ВТО предусматривается только в режиме функционирования системы. Что касается алгоритма включения COOT з работу, то рекомендации по нему применительно к новой схеме поддержания системы в режиме "горячего" резерва были откорректированы в более поздних работах ([184]).
Первоначально ввиду значительной инерционности регулируемой системы было предусмотрено, что регулирование шибером осуществляется по отклонению температуры натрия на выходе ВТО от заданной с корректировкой по скорости изменения температур натрия на входе и выходе ВТО.
С этой целью была разработана и введена в расчетный код DINRUN модель САР ВТО, описание которой представлено в Приложении 3.
При моделировании изменения угла поворота лопаток шибера учитывается возможное наличие люфта как в передаточных исполнительных механизмах, так и в самих лопатках.
В расчетах варьировались положение входной и выходной термопар ВТО, их постоянные времени, коэффициенты усиления сигналов по производным, постоянные времени фильтров, полоса нечувствительности регулятора, скорость поворота лопаток шибера.
Анализ возможностей расширения диапазона применения COOT через корпус реактора
Если рассматривать перспективы использования систем отвода остаточного тепловыделения через ВТО в будущих проектах РБН с учетом современных требований, предъявляемых к системам безопасности, то это должны быть системы, полностью основанные на пассивных принципах, - как включения в работу, так и дальнейшего функционирования.
Это означает, что: - движение натрия во всех контурах и воздуха в воздушном тракте должно осуществляться за счет естественной конвекции; - должна быть исключена необходимость каких бы то ни было активных переключений (открытие/закрытие) арматуры, втом числе и режима регулирования с помощью шиберов; - открытие воздушных шиберов ВТО должно быть основано на пассивном принципе, либо они должны находиться в открытом состоянии при эксплуатации реактора на мощности.
Что касается последнего условия, то возможен следующий подход к решению данной проблемы. Предусмотреть открытие воздушных шиберов активными средствами - автоматикой, либо персоналом. При этом при работе реактора на мощности держать воздушные шиберы ВТО в приоткрытом состоянии с таким уровнем тепловых потерь наружу, который обеспечивает непревышение пределов безопасности в режиме отвода остаточного тепловыделения.
В этом случае мы предусматриваем два режима функционирования COOT с ВТО: 1) основной активный режим (с активным открытием воздушных шиберов), при котором обеспечивается проектный уровень отводимой через ВТО мощности без превышения эксплуатащонных пределов РУ и ее оборудования; 2) резервный пассивный режим (с прикрытыми воздушными шиберами), при котором обеспечивается непревышение пределов безопасной эксплуатации РУ и ее оборудования.
Использование второго режима предусматривается, таким образом, при реализации за-проектной аварии с неоткрытием всех воздушных шиберов.
Диссертантом был проанализирован минимальный уровень тепловых потерь за счет протечек воздуха через приоткрытые воздушные шиберы, при котором обеспечиваются безопасные пределы эксплуатации РУ в случае неоткрытия воздушных шиберов в режиме отвода остаточного тепловыделения [88]. Расчеты были выполнены в привязке к РУ БН-800 для варианта с независимыми петлями COOT, отводящими тепло непосредственно из бака no реактора (рис. 3.41-3.44). При этом учитывались тепловые потери с бака реактора и с петель 2 контура в тех случаях, когда они не отсекались. Расчеты показали, что уровень тепловых потерь через шиберы всех ВТО должен быть не менее 0,4 % от номинальной мощности установки, если в качестве безопасных пределов эксплуатации рассматривать непревышение уровня температуры в верхней смесительной камере 600 С. Если исходить из непревышения номинального уровня температур в верхней смесительной камере ( 550 С), то уровень тепловых потерь через шиберы всех ВТО должен составлять 0,6 % от номинальной мощности РУ. При этом воздушный тракт, по крайней мере, часть воздушного тракта, примыкающая к выходу из ВТО, должна быть выполнена из материалов, допускающих повышение температуры воздуха на выходе из ВТО до уровня температур на 15С ниже уровня температур, реализуемого в верхней смесительной камере.
Конечно, выбор уровня тепловых потерь через шиберы ВТО, обеспечивающий безопасные пределы РУ, должен проводиться в привязке к каждой конкретной установке с учетом конкретных ее характеристик и предъявляемых проектных требований.
Как видно из рис. 3.41-3.44 уровень тепловых потерь будет также зависеть и от местоположения COOT ВТО. В [S8] были проанализированы варианты размещения погружных автономных теплообменников (АТО) в "горячей" верхней смесительной камере бака реактора и в "холодной" полости между ПТО и ГЦН-1. Результаты расчетов показали, что в обоих случаях на режим отвода остаточного тепловыделения сильное влияние будет оказывать состояние петель 2 контура - отсечены они или нет. Это влияние сказывается не только в увеличении рассеиваемой наружу мощности за счет тепловых потерь с поверхности трубопроводов и оборудования петель 2 контура, но и в создании благоприятных условий для развития ЕЦ теплоносителя через реактор.
Если исходить из создания наиболее благоприятных условий для ЕЦ теплоносителя в 1 контуре в режиме отвода остаточного тепловыделения через ВТО, то отвод тепла на петли с ВТО от основных трасс циркуляции натрия необходимо делать либо в верхней части ПТО, как это сделано в PFR [100], либо в петлях 2 контура. В последнем случае это позволяет дополнительно использовать теплоемкость натрия и металлоконструкций петель 2 контура и рассеивание тепла с них.
Полученные результаты позволяют в первом приближении рассуждать о возможных пределах оптимизации мощности COOT ВТО в соответствии с предложенной в предыдущем параграфе методикой. Основываясь на существующих параметрах РБН (проектный уровень температур, уровень остаточного тепловыделения и характер его спада во времени, характерные значения интегральной теплоемкости РУ), можно заключить, что минимальная мощность всех ВТО с учетом постулируемого отказа одного канала системы не может быть меньше 0,б % от номинальной мощности РУ. Это предельная минимальная цифра. Применительно к РУ БН-800 с тремя каналами COOT ВТО их минимальная суммарная мощность не может быть ниже, чем 0,9 % от номинальной мощности РУ, т. е. -19 МВт; для проекта реактора БН-1800 с шестью каналами COOT ВТО суммарная их мощность должна быть не меньше 0,72 % от номинальной мощности РУ, или 29 МВт.
