Введение к работе
Актуальность работы. Согласно Стратегии развития атомной энергетики России в первой половине XXI века будущее атомной энергетики России зависит от поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС. Безопасность объектов использования атомной энергии, во многом, обосновывается научными исследованиями, сопутствующими проектированию и эксплуатации объектов. При этом проектные решения для нового оборудования, создающегося на имеющейся нормативной базе, обосновываются научными методами, так как предшествуют опыту эксплуатации.
Одним из методом достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является выполнения анализа безопасности АЭС на основе детерминистского подхода. Расчетные программные средства, применяемые в детерминистском анализе безопасности, должны достоверно воспроизводить связанные нейтронно-физические и теплогидравлические процессы в активной зоне, теплообмен между теплоносителем и элементами конструкции АЭС и другие важные явления. Достоверность подобных расчетных программных средств достигается за счет сопоставления результатов расчетов с данными экспериментальных исследований. Подобные расчетные программные средства в настоящее время, достаточно часто базируются на одномерном рассмотрении теплогидравлических явлений. Однако некоторые важные с точки зрения безопасности пространственные термогидродинамические процессы в элементах АЭС могут быть смоделированы с помощью одномерных расчетных программных средств (кодов) в упрощенном приближении. В ряде случаев моделирование пространственных многофазных процессов требует развития трехмерных расчетных программных средств.
В водо-водяных реакторах нового поколения, разрабатываемых в России, соблюдается эволюционный характер изменений, вносимых в конструкцию. В частности, в проекте АЭС-2006, как и в АЭС с ВВЭР-1000, будет применяться горизонтальный парогенератор. Для обеспечения надежной работы трубного пучка в течение 60 лет в парогенераторе проекта АЭС-2006 предусмотрена компоновка трубного пучка, отличная от компоновки трубного пучка ПГВ-1000М. Подобные изменения в конструкции горизонтальных парогенераторов в АЭС с ВВЭР нового поколения могут привести к изменениям в пространственных многофазных термогидродинамических процессах в водяном объеме и паровом пространстве второго контура парогенератора. Исследование многофазных термогидродинамических процессов во втором контуре горизонтальных парогенераторов нового поколения на стадии проектирования возможно исключительно расчетным путем. Таким образом, актуальной является задача разработки трехмерного расчетного программного средства, прошедшего верификацию по результатам исследований на
экспериментальльных установках, для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах для реакторов ВВЭР нового поколения. Согласно программе деятельности Государственной корпорации по атомной энергии «Росатом» на долгосрочный период (2009-2015 годы), утвержденной Постановлением Правительства Российской Федерации от 20 сентября 2008 г. №705, одной из основных задач развития атомного промышленного комплекса является продление сроков эксплуатации действующих энергоблоков АЭС. В рамках этой задачи актуальной является проблема продление ресурса парогенераторов, находящихся в настоящее время в эксплуатации. Данная задача, во многом, связана с работоспособностью трубчатки парогенератора, которая, в свою очередь, обусловлена протеканием процессов распределения примесей во втором контуре ПГ. Использование трехмерного расчетного расчетного программного средства совместно с результатами гидродинамических испытаний на натурном парогенераторе может ускорить поиск оптимального варианта схемы водопитания и продувки парогенератора для продления ресурса действующего парогенератора.
В варианте 2 устройства локализации расплава (УЛР) проекта АЭС-2006 предусмотрена конструкция УЛР, при котором на дне шахты реактора находится слой воды. Следует отметить, что взаимодействие расплава активной зоны (кориума) с водой является сложным явлением, в котором можно выделить несколько трудных для моделирования процессов, таких как фрагментация струй и капель расплава в воде, теплообмен между водой и расплавом, взрывное взаимодействие расплава с водой, адекватное моделирование которых возможно с помощью многофазного расчетного программного средства. Ряд процессов, которые могут сопровождать взаимодействие расплава с водой, например, распространение волны детонации, требуют использования многомерного расчетного программного средства.
Одним из методов достижения безопасности АЭС на стадии проектирования является включение в проект систем безопасности, предназначенных для обеспечения критических функций безопасности, в том числе, охлаждения активной зоны в аварийных ситуациях. В системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2 (проект АЭС-2006) будет использован агрегат «насос-эжектор». В Техническом задании проекта АЭС-2006 содержится требование экспериментального обоснования данного агрегата. Опыт расчетно-экспериментальных исследований, выполненных в ходе работы над диссертацией, показал, что оптимизация конструкции эжектора с целью достижения требуемой расходно-напорной характеристики требует трехмерного моделирования гидродинамических процессов в проточной части эжектора.
Одной из систем безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения является пассивная система фильтрации межоболочечного пространства. Данная система предназначена для организованной очистки и удаления парогазовой среды из межоболочечного пространства защитной оболочки АЭС перед их
выходом в атмосферу при запроектных авариях с потерей всех источников электроснабжения переменного тока. Моделирование пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке требует использования трехмерного верифицированного расчетного программного средства.
Другой актуальной задачей развития как одномерных, так и трехмерных расчетных программных средств, используемых для моделирования термогидродинамических процессов в оборудовании АЭС, является развитие методов оценки неопределенностей результатов расчетов данными кодами. В Решении совместного заседания секций №1, №8 и №10 Научно-Технического совета Госкорпорации «Росатом» от 04.07.12 для теплогидравлических кодов, используемых для АЭС с легководными реакторами, отмечается, что "анализ и снижение неопределенностей расчетных кодов должны стать основой их дальнейшего развития и уточнения". Международный опыт, в частности обширная программа BEMUSE, в которой ведущие зарубежные специалисты оценивали нынешнее состояние методов оценки неопределенности, указывает на то, что перед применением подобных методов для АЭС, корректность их использования должна быть проверена по результатам исследований на соответствующих крупномасштабных экспериментальных установках. Развитие и применение методов оценки неопределенности для отечественных РУ ВВЭР также подразумевает проверку данных методов на соответствующих экспериментальных установках.
Таким образом, требования поддержания безопасного и эффективного функционирования действующих АЭС и возрастающие требования безопасности для АЭС нового поколения, делают актуальным развитие расчетных программных средств, позволяющих моделировать пространственные многофазные термогидродинамические процессы и развитие методов оценки неопределенности кодов.
Цель работы состоит в проведении комплексных расчетных и экспериментальных работ, направленных на обоснование безопасности и повышение эффективности АЭС путем разработки, верификации и применения расчетных кодов, позволяющих моделировать многофазные термогидродинамические процессы в оборудовании АЭС. Для реализации данной цели решались следующие основные задачи:
экспериментальное исследование на установке ПГВ (ЭНИЦ), термогидродинамических процессов в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов конструкции горизонтального парогенератора АЭС с ВВЭР;
развитие новых математических моделей и усовершенствование трехмерного расчетного кода STEG для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС с ВВЭР на основе его верификации по результатам исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС»;
разработка математических моделей и расчетной программы для анализа взаимодействия высокотемпературного расплава кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;
разработка трехмерного расчетного кода для моделирования пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооблочки АЭС с ВВЭР новых проектов с целью обоснования безопасности АЭС;
расчетно-экспериментальное исследование расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2
проверка методики анализа неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами аварийных режимов на АЭС по результатам исследований на крупномасштабных экспериментальных установках.
Научная новизна. В диссертационной работе:
- разработаны новые математические модели и усовершенствован
трехмерный расчетный код для моделирования пространственных
термогидродинамических процессов в горизонтальных парогенераторах АЭС
с ВВЭР;
- экспериментально исследованы термогидродинамических процессы
в горизонтальном парогенераторе для обоснования новых вариантов
конструкции горизонтальных парогенераторов АЭС с ВВЭР нового
поколения;
выполнены расчетно-экспериментальные исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для использования в системе аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;
проведена проверка методики оценки неопределенности результатов расчетов теплогидравлическим расчетным кодом на основе экспериментальных данных, полученных на крупномасштабной экспериментальной установке ЭНИЦ.
Практическая значимость работы состоит в том, что:
создана база опытных данных по теплогидравлическим процессам во втором контуре ПГ, полученных на экспериментальной установке ПГВ (ЭНИЦ);
по результатам экспериментальных исследований на экспериментальных установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС» созданы новые математические модели и усовершенствован расчетный код STEG, позволяющий выполнять трехмерные теплогидравлические расчеты для горизонтальных парогенераторов новых вариантов конструкции;
создана база опытных данных по результатам исследования расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;
на основе расчетно-экспериментальных исследований предложены варианты конструкции эжектора для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;
расчетный код для моделирования взаимодействия расплава активной зоны с водой VAPEX вошел в состав отраслевого сквозного кода СОКРАТ (модуль VAPEX-M), который используется при обосновании безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР;
создана электронная база опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «EREC-STRESA».
Все основные этапы исследований проводились по договорам с ПКФ ОАО «Концерн Росэнергоатом», ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ОАО «Атомэнер го проект», Государственным контрактам с Министерством Образования и Науки РФ, ИБРАЭ РАН, отдельные этапы работы в рамках проектов Российского фонда фундаментальных исследований.
Положения, выносимые на защиту:
математическая модель трехмерного расчетного кода для моделирования течений пароводяной смеси во втором контуре парогенератора;
результаты верификации расчетного кода на результатах экспериментальных исследований, выполненных на установках ЭНИЦ и ОКБ «ГИДРОПРЕСС», результаты кросс-верификации с расчетным кодом TRAC (Национальная лаборатория в Лос-Аламосе, США);
результаты экспериментальных исследований, выполненных на установке ПГВ (ЭНИЦ);
математическая модель для анализа взаимодействия высокотемпературного кориума с водой для обоснования безопасности АЭС в ходе тяжелой аварии;
результаты расчетно-экспериментальных исследований пространственных термогидродинамических процессов в фильтровальной установке гермооболочки АЭС с ВВЭР новых проектов;
результаты расчетно-экспериментальных исследований расходно-напорной характеристики эжекторов различных вариантов конструкции для системы аварийного и планового расхолаживания Нововоронежской АЭС-2;
результаты проверки методики оценки неопределенностей результатов расчетов теплогидравлическими расчетными кодами по результатам исследований на экспериментальной установке БК В-213 (ЭНИЦ).
Достоверность результатов исследований обоснована использованием общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании математических моделей и апробированных корреляций и
соотношений для описания трения и тепломассообмена между фазами и с конструкциями. Достоверность предложенных в работе математических моделей, расчетных кодов, рекомендаций подтверждается результатами их верификации с использованием имеющихся результатов экспериментальных исследований. Достоверность результатов экспериментов обеспечивается использованием на экспериментальных установках современных методов исследований.
Личный вклад автора заключается в том, что он как руководитель и ответственный исполнитель участвовал во всех этапах работ, положенных в основу диссертации. Автор диссертации формулировал цели и задачи исследований на экспериментальных установках, разрабатывал программы экспериментальных исследований, предлагал варианты конструкции оборудования для АЭС на основе расчетно-экспериментальных исследований, разрабатывал математические модели, создавал расчетные коды, выполнял расчеты, анализировал полученные результаты, подготавливал публикации.
Апробация работы. Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах, в том числе: на 11-й, 14-й и 17-й международных конференциях по ядерной энергетике ICONE-11, ICONE-14 и ICONE-17 (Токио, Япония, 2003, Майями, Флорида, США, 2006, Брюссель, Бельгия, 2009); на 4-ой международной конференции по ядерной энергетике ICAPP04 (Питсбург, США, 2004); на Международной конференции по ядерной энергии в Центральной Европе (Словения, 2000, 2001, 2007), на ежегодных Международных конференциях по ядерной технологии (Штутгарт, Берлин, Берлин, Штутгарт Германия, 2002, 2003, 2011, 2012); на 2-й и 3-й Всероссийских научно-технических конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001, 2003); на 6-м, 7-м, 8-м Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам (Подольск, 2004, 2006, 2010); на техническом семинаре МАГАТЭ по проблемам парогенераторов (Прага, Чехия, 2003); семинаре НТЦ ЯРБ «Точность и неопределенность ПС, используемых для обоснования и обеспечения безопасности Объектов Использования Атомной Энергетики» (Москва, 2007); Международном Семинаре по разработке кода нового поколения «CATHARE - NEPTUNE» (Гренобль, Франция, 2004); Национальной конференции "Повышение эффективности, надежности и безопасности работы энергетического оборудования ТЭС и АЭС. ИТАЭ-80" (Москва, ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ», 2012).
Публикации.
Основные результаты диссертации изложены в 39 публикациях, включая 17 статей, входящих в перечень рецензируемых журналов,
рекомендованных ВАК, 1 статью в зарубежном журнале (импакт-фактор в системе Scopus-0,562), 17 докладах на международных и всероссийских конференциях, 2 электронных научных изданиях, 2-х учебных пособиях.
Автор диссертации входит в число авторов электронной базы опытных данных по теплофизическим проблемам безопасности АЭС с водоохлаждаемыми реакторными установками «EREC-STRESA» (свидетельство об официальной регистрации базы данных №2007620218 от 20.07.2007) и является одним из разработчиков программы для численного моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий на реакторных установках с водой под давлением СОКРАТ-В1/В2 (свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ №2010610562 от 14.01.2010)
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 283 наименований. Диссертация содержит 432 страницы текста, в том числе 164 рисунок и 35 таблиц.
Похожие диссертации на Моделирование многофазных термогидродинамических процессов в оборудовании атомных электростанций в целях обоснования их безопасности
