Содержание к диссертации
Введение
1 Общая постановка задачи 19
1.1 Матрицы верификации 23
1.2 Идентификация и приоритезация процессов и явлений 32
1.2.1 Важность для безопасности 34
1.2.2 Наличие и пригодность экспериментальных данных 35
1.2.3 Программа экспериментальных исследований 35
Идентификация явлений и процессов 37
Матрицы верификации 45
2 Обзор методов моделирования 49
2.1 Методы моделирования, используемые при создании инте- 49
тральных установок
2.1.1 Закон моделирования с изменением масштаба по времени 53
2.1.2 Объемно-мощностное моделирование 58
2.1.3 Идеализированный закон моделирования с сохранением масштаба по времени 60
2.1.4 Закон моделирования однофазных течений 61
2.1.5 Закон моделирования двухфазных течений 63
2.1.6 Анализ законов моделирования 63
2.1.7 Оценка качества моделирования установки 72
2.2 Основные принципы, использованные при создании ИСБВВЭР и ПСБ-ВВЭР - 74
2.3 Оценка качества установки ПСБ-ВВЭР 81
3 Интегральные теплофизические установки 86
3.1 Интегральная теплофизическая установка ИСБ-ВВЭР 86
3.1.1 Описание установки 87
3.1.1.1 Структура установки 87
3.1.1.2 Система измерения 94
3.1.1.3 Погрешности измерений 97
3.1.1.4 Тепловые потери 97
3.2 Интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР 98
3.2.1 Описание установки 101
3.2.1.1 Структура установки 102
3.2.1.2 Система измерений 119
3.2.1.3 АСУТП установки ПСБ ВВЭР 124
3.2.1.4 Погрешности измерений 125
3.2.1.5 Тепловые потери 126
3.3 Обобщенная характеристика экспериментальных установок 129
4 Результаты экспериментальных исследований 132
4.1 Экспериментальные исследования на установке ИСБ-ВВЭР 136
4.2 Экспериментальные исследования на установке ПСБ-ВВЭР 137
4.2.1 Основные результаты выполненных опытов 139
4.2.2 Результаты экспериментальных исследований 140
4.2.2.1 Течь из первого во второй контур 140
4.2.2.2 Течь теплоносителя из "холодного" трубопровода 144
4.2.2.3 Течь теплоносителя из выходной камеры модели реактора 152
4.2.2.4 Разрыв паропровода между парогенератором и БЗОК 157
4.2.2.5 Большая течь из "горячего" трубопровода (2x25%) 160
4.2.2.6 Испытание новой системы безопасности ГЕ-2 165
4.2.2.7 Отключение четырех ГЦН 170
4.2.2.8 Отключение двух турбопитательных насосов 172
4.2.2.9 Сопоставительный эксперимент 175
4.2.2.10 Потеря всех источников переменного тока 178
4.2.2.11 Изучение эффективности процедуры управления аварией 181
4.2.2.12 База экспериментальных данных 183
4.2.3 Результаты верификации системных расчетных кодов 185
4.2.3.1 Верификация системного расчетного кода ТРАП 186
4.2.3.2 Верификация системного расчетного кода КОРСАР 188
4.2.3.3 Верификация системного расчетного кода БАГИРА 188
4.2.3.4 Верификация системного расчетного кода CATHARE 189
4.2.3.5 Верификация системного расчетного кода RELAP 190
4.3 Заключение 192
Список литературы
- Идентификация и приоритезация процессов и явлений
- Закон моделирования с изменением масштаба по времени
- Интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР
- Экспериментальные исследования на установке ПСБ-ВВЭР
Введение к работе
В настоящее время в России эксплуатируются 30 энергоблоков на десяти АЭС. Общая мощность АЭС - 22.2 ГВт. В их числе 14 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 блока с реакторами типа ЭГП и один блок на быстрых нейтронах БН-600. Доля АЭС в выработке энергии в настоящее время составляет 16 % / 46, 47,48/.
Программой развития атомной энергетики России до 2010 г. определены задачи по сохранению и наращиванию мощностей.
В этой программе также запланировано замещение выработавших ресурс АЭС на новые модификации, при этом к 2010 г. доля выработки электроэнергии на АЭС должна быть доведена до 195 млрд. кВт-ч.
Кажущееся благополучие в энергетике России, возникшее в связи со снижением в последние годы электро- и теплопотребления (соответственно на 22 и 30%) и появление действительных и мнимых резервов уменьшило остроту проблемы ввода новых мощностей, но это положение имеет временный характер.
Для надежного обеспечения баланса России в целом необходимо сохранить выработку на действующих АЭС (при продлении срока эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков), а также замещать выбывающие АЭС. Для этого суммарный ввод мощности на АЭС до 2010 г. должен составить 6-4-9 млн. кВт (естественно на базе новых современных безопасных энергоблоков).
В настоящее время мировая и российская общественность осознает, что ядерная энергетика при обеспечении высокого уровня безопасности является экологически чистой и как базовая составляющая электроэнергетики имеет право на свое дальнейшее развитие. С учетом прогнозов на удорожание всех видов органического топлива и снижения уровня их добычи на долгосрочную перспективу, развитию атомной энергетики в России нет альтернативы.
Сейчас понятно, что АЭС будут более востребованы через 40 лет, когда станет ощутим дефицит органического топлива. В то же время трудно ожидать, что в ближайшие годы в России будет закладываться необходимое количество новых энергоблоков АЭС. Действующие станции к 2023 г. постепенно исчерпают свой ресурс. В результате этого может произойти потеря научного и инженерного потенциала целой отрасли.
Единственное реальное, что можно предложить в настоящее время -это достройка и ввод в эксплуатацию АЭС, а также продление срока службы действующих АЭС. Сейчас эта тенденция начала проявляться во всем мире и становиться наиболее актуальной задачей в настоящее время. Если эта задача будет решена, то удастся достичь периода 2030ч-2040 г. К этому периоду АЭС снова будут востребованы обществом, и начнется новый этап развития ядерной энергетики.
В настоящий период требуется решить еще одну важную задачу: обоснование и обеспечение безопасности энергоблоков третьего поколения, которые Россия строит в Китае, Индии и Иране. Проекты этих энергоблоков имеют высокую степень готовности, но и для них еще надо выполнить большой объем НИР.
Такова картина состояния атомной энергетики в России. Для того чтобы страна не утратила свое положение в этой области, необходимо сконцентрировать усилия на следующих направлениях:
- обеспечение безопасности действующих блоков;
- продление срока службы действующих блоков;
- ввод энергоблоков третьего поколения.
В настоящее время основные проектные решения по эксплуатирующимся и строящимся энергоблокам в значительной степени отработаны и обоснованы. В тоже время, ужесточение требований к повышению эффективности эксплуатации и достижению конкурентоспособности по экономическим показателям при безусловном обеспечении современных требований к безопасности АЭС формируют основные проблемы, требующие экспериментального обоснования.
Решение этих проблем достигается двумя путями: верификацией расчетных кодов и прямыми экспериментами. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между стендом и РУ должен быть как связующее звено посредник - математическая модель, реализованная в виде программного средства. Собственно обоснования безопасности выполняются расчетным путем, а экспериментальные установки служат для верификации расчетных кодов. Лишь в отдельных случаях на стендах возможны прямые квалификационные или демонстрационные эксперименты.
Как и во всех других отраслях промышленности, за последние два-три десятилетия требования, предъявляемые к безопасности в области ядерной энергетики, постоянно повышались. Безопасность не является застывшим и окончательным понятием. Оно меняется благодаря углублению знаний, приобретаемых в результате ведущейся научно-исследовательской работы, новых исследований, выполняемых на экспериментальных установках, а также в результате опыта эксплуатации, накопленного в России и других странах.
Пересмотр требований безопасности АЭС является деятельностью, дополняющей этот процесс и выявляющий вопросы, которые до этого не изучались.
Анализ поведения параметров РУ позволяет определить последствия переходных процессов и аварий. Это в свою очередь позволит выполнить проверку возможности систем безопасности и без постороннего вмешательства перевести энергоблок в безопасное состояние. Такой анализ может быть выполнен двумя способами /42/.
Первый - экспериментальный. На специальном стенде (установке) или на реальной АЭС исследуется нужный режим, в котором изучается поведение параметров РУ. Если исследование выполняется на АЭС, то этот способ пригоден для узкого класса режимов. В противном случае требуется создание специальных стендов, оборудованных соответствующей системой управления и измерения.
Второй - аналитический. Он основан на анализе последствий переходных режимов или аварий с помощью системных программных средств (теп-логидравлических кодов). Этот способ требует соответствующей базы знаний для создания кодов и их последующей верификации. Важным элементом в создании такой базы являются экспериментальные исследования, необходимые для формирования верификационной базы данных.
Необходимость выполнения верификации расчетных кодов с использованием данных полученных на интегральных установках, обусловлена как объективными причинами, так и требованиями нормативных документов Госатомнадзора России, рекомендациями международных организаций (IAEA, OECD/NEA).
Объективно это связано со спецификой РУ, состоящей в невозможности воспроизведения непосредственно на блоке с целью изучения аварийных режимов, а также сложностью возникающих процессов и явлений, большой долей эмпиризма в моделях двухфазных потоков. Нормативные документы Госатомнадзора России требует выполнение верификации кода до подачи его на аттестацию.
Для целей верификации кодов используются исследования, выполненные на реальных АЭС или экспериментальных установках двух типов -фрагментных и интегральных.
Фрагментные установки моделируют компоненты реакторных установок или их узлы и предназначены для исследования отдельных теплогидрав-лических явлений. Эти исследования используются для верификации отдельных моделей кодов.
Интегральные установки моделируют циркуляционный контур реакторных установок с их ключевыми элементами и предназначены для комплексного исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах. Эти исследования используются для верификации расчетного кода как интегральной математической модели АЭС.
В то же время идет непрерывный процесс развития и усовершенствования расчетных кодов, позволяющий снижать завышенные коэффициенты запаса (консерватизм) путем более глубокого понимания, как самих явлений, так и способов их моделирования. Этот процесс так же базируется на использовании соответствующих экспериментальных данных.
Проблема верификации отечественных теплогидравлических кодов является актуальной, так как ее решение обеспечивает стратегическую независимость проектов АЭС с ВВЭР и их коммерческую конкурентоспособность. Верификация кода является так же необходимым этапом в процессе аттестации расчетного кода.
Недостаточность уровня верификации российских расчетных кодов отмечалась в материалах и рекомендациях МАГАТЭ, в докладе группы ОЕСД "Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования" (Париж, 1997 г.). При этом особенно очевидна необходимость в получении дополнительных экспериментальных данных на интегральных установках, где отставание от мирового уровня проявляется наиболее остро.
На необходимость верификации расчетных теплогидравлических кодов с использованием данных, полученных на интегральных установках, указывается в письме начальника Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности генеральному директору концерна "Росэнергоатом" (от 13.03.97 исх. № 5-08.201):
"Госатомнадзор России придает большое значение проблеме аттестации кодов, которая в частности была рассмотрена 12.03.97 на коллегии Госатомнадзора России. Принято решение рекомендовать концерну "Росэнергоатом" поддержать НИОКР, направленные на адаптацию и верификацию отечественных и зарубежных кодов на базе упомянутых крупномасштабных установок".
Верификация расчетных теплогидравлических кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу. Для её решения необходимо:
? выполнить качественный анализ аварий и переходных режимов,
? определить степень важности процессов и явлений с точки зрения безопасности АЭС,
? рассмотреть возможности стендовой базы и качество полученных экспериментальных данных,
? выполнить отбор типов экспериментов для проведения верификационных расчетов и выполнить эти эксперименты,
? выполнить расчеты и сопоставить результаты расчетов и экспериментальных данных (собственно верификация),
? подготовить верификационные отчеты.
К настоящему времени этот процесс уже достаточно формализован. Составлены специальные матрицы верификации для РУ ВВЭР /34/, в которых обобщена информация по явлениям и процессам, степени их изученности, важности для безопасности и наличию соответствующей экспериментальной базы. Эти матрицы разработаны Международной рабочей группой под эгидой OECD, которая состояла из ведущих специалистов российских организаций (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", ФЭИ, НИТИ, ЭНИЦ и др.) и западных экспертов. При выполнении работы выявилось практически полное отсутствие данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000 /41/.
Можно также отметить, что полноценная проверка технических решений, заложенных в новых системах безопасности, может быть выполнена путем экспериментальных исследований.
Выполнение экспериментов на интегральных установках позволяет оперативно проводить исследования, необходимые для проверки не только технических решений, но и отладке и проверке процедур по управлению авариями.
Для выполнения экспериментальных исследований необходимо разработать программу исследований, которая учитывает имеющееся состояние базы данных, а также потребность в получении новых данных.
Применительно к РУ с реактором с водой под давлением такие программы есть у большинства стран, имеющих атомную энергетику. Программа экспериментов на стенде PKL (Германия) финансировалась совместно German Ministry of Education and Research/German Utilities/ Siemens KWU. Она выполнялась 18 лет и закончилась созданием базы данных по 120 аварийным и переходным режимам для немецкого PWR и составила основу для верификации расчетного кода ATHLET. Программа экспериментов на стенде BETHSY финансировалась совместно CEA/IPSN/EdF/Framatom. Она выполнялась 10 лет и закончилась созданием базы данных по 100 аварийным и переходным режимам для французского реактора PWR 900 и составила основу для верификации расчетного кода CATHARE.
Правильность такого пути подтверждает пример Южной Кореи, которая, поставив задачу стать страной независимой с точки зрения ядерно-энергетических технологий и экспортером энергоблоков, как одно из мероприятий разработала программу создания крупномасштабного теплогидрав-лического стенда ITL. Этот стенд в настоящее время строиться в KAERI.
Актуальность темы. Обоснование и обеспечение безопасности АЭС, а так же экспертиза проектов базируются на использовании системных расчетных теплогидравлических кодов. В связи с этим Госатомнадзор России выдвинул требование о верификации применяемых расчетных кодов. Процесс верификации состоит из нескольких этапов, ключевым из которых является получение экспериментальных данных на установках разного класса и типа.
Использование экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, структурно подобных реальному объекту, значительно повышает уровень верифицированности системных теплогидравлических ко дов. Это, в свою очередь, повышает качество обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.
Актуальность выполненных работ определяется потребностями верификации программных средств, используемых организациями Главного конструктора и Научного руководителя при разработке проектов, эксплуатирующей организацией - при выполнении УДЛ, а надзорным органам - при экспертизе материалов, обосновывающих безопасность реакторных установок.
Цель работы: разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных решений при создании интегральных установок, а также последующего выполнения экспериментального моделирования режимов РУ ВВЭР-1000, формирования банка данных для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000.
В рамках этой работы решались следующие задачи:
1. постановка задач экспериментальных исследований;
2. создание современных интегральных теплофизических стендов как инструмента для исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах применительно к АЭС с РУ ВВЭР-1000;
3. выполнение экспериментальных исследований;
4. формирование банка экспериментальных данных.
В рамках первой задачи:
• сформулированы проблемы исследований (разработаны матрицы верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР),
• выполнена приоритезация явлений и процессов,
• разработана программа экспериментальных исследований.
В рамках второй задачи:
• выполнен анализ методов моделирования и масштабирования, применяемых при создании интегральных установок,
• разработаны технические задания на проектирование интегральных установок, а также системы управления и измерения параметров,
• выполнено курирование проектных и строительно-монтажных работ,
• проведены пуско-наладочные работы и выполнены характеристические эксперименты.
В рамках третьей задачи:
• разработаны сценарии экспериментов,
• подготовлены установки для выполнения конкретных экспериментов,
• выполнены экспериментальные исследования.
В рамках четвертой задачи:
• выполнена обработка и анализ экспериментальных данных,
• подготовлены и выпущены научно-технические отчеты по экспериментам.
Методический подход Решение поставленных задач осуществлялось путем: разработки матриц верификации, приоритезации и ранжирования явлений/процессов, разработки Программы экспериментальных исследований, обобщения предыдущего опыта создания установок, создания экспериментальных установок, выполнения экспериментальных исследований и формирования банка данных.
Структурно это выглядит следующим образом.
Экспериментальные установки (отдельные эффекты/интегральные исследования)
Матрицы режимов — явлений - источников данных
Приоритезация и ранжирование явлений/процессов і Разработка Программы экспериментальных исследований
і Эксперименты + режимы АЭС Формирование банка данных
Научная новизна обусловлена следующим:
1. Впервые для АЭС с реакторами типа ВВЭР разработаны матрицы верификации расчетных кодов.
2. Выполнена идентификация наиболее важных с точки зрения безопасности явлений/процессов для аварийных и переходных режимах АЭС с РУ ВВЭР, а также ранжирование этих явлений/процессов по степени их важности с точки зрения обоснования и обеспечения безопасности.
3. Впервые разработана "Программа экспериментальных работ на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР для верификации программ, используемых при обосновании безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).
4. Впервые для целей получения экспериментальной информации созданы две интегральные теплофизические установки разного масштаба с современной системой управления и измерения параметров, моделирующие один объект - первый контур РУ ВВЭР-1000.
5. Впервые применительно к условиям РУ ВВЭР-1000 выполнены экспериментальные исследования: гильотинный разрыв "горячего" трубопровода, течь из первого во второй контур, а также исследованы новые инженерные решения, использованные в системе пассивной подачи воды второй ступени -ГЕ-2.
6. Впервые на интегральной теплофизической установке выполнены экспериментальные исследования по проверке эффективности процедур управления авариями.
Достоверность результатов и выводов по работе.
Разработанные матрицы верификации, идентификация и ранжирование явлений /процессов получили одобрение российских и международных организаций. Программа экспериментальных исследований была поддержана организациями Главного конструктора и Научного руководителя. Результаты получены на современных экспериментальных установках, построенных с использованием общепризнанных принципов моделирования и обоснованной программой исследования. 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 теплогидравли-ческих процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.
На основе полученных новых данных выполнена верификация отечественных и зарубежных системных расчетных кодов. Экспериментальные данные, использованные при верификации расчетных кодов, позволили заявителю кода расширить область применения кода при аттестации в Госатомнадзоре России.
Практическая ценность и реализация результатов работы.
Практическая значимость выполненных исследований состоит в применении полученных новых знаний при разработке матриц верификации для определения области исследования, проведении экспериментальных исследований и верификации системных расчетных кодов, проверке новых инженерных решений, используемых в системах обеспечения безопасности и проверке эффективности процедур управления авариями.
Основные этапы работы выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с ведущими организациями в отечественной атомной энергетике: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", АЭП, Концерн "Росэнергоатом", а также по международным контрактам с Европейским сообществом.
Экспериментальные данные, полученные на интегральных теплофизи-ческих установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, использованы при верификации системных теплогидравлических кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP, при их экспертизе, проводимой НТЦ ЯРБ ГАН РФ, а также при изучении эффективности процедур управления авариями.
Созданные интегральные установки включены в матрицы верификации и являются базовыми экспериментальными установками для исследования внутриконтурных теплогидравлических процессов, проверке новых инженерных решений и эффективности процедур управления авариями применительно к АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.
Автор защищает совокупность научных результатов, имеющих внутреннее единство:
S результаты идентификации и приоритезации явлений/процессов, S идеологию создания экспериментальных стендов и их представительность, S результаты экспериментальных исследований, S результаты анализа поведения теплогидравлических процессов.
Автор непосредственно участвовал в разработке:
• матриц верификации,
• приоритезации процессов и явлений,
• программы экспериментальных исследований,
• технических заданий на создание интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.
Автор непосредственно руководил работами по:
• созданию экспериментальных интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,
• модернизации и реконструкции установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,
• разработке сценариев экспериментальных исследований,
• выполнению экспериментов и обработке полученных данных,
• анализу результатов экспериментальных исследований и подготовке отчетов.
На протяжении всей работы автор являлся представителем научного руководителя - РНЦ "Курчатовский Институт".
Апробация результатов работы. Основные результаты изложены в печатных статьях и научно-технических отчетах по НИР, а также представлены на международных конференциях и семинарах.
Результаты работы докладывались и обсуждались на: отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС "Теплофизика-99" - Обнинск, 1999 г.; Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК - Обнинск, 1999 г., Пиестану (Словакия) 2003 г.; Отраслевой конференции "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов" Обнинск, 29-31 мая 2001 г., Международной конференции 15-17 мая 2001 г. Дрезден, Германия; Второй научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", ноябрь 2001 г., Третьей научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", май 2003 г., семинаре по динамике "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" 4-8 октября 2004 г., НИТИ, Сосновый Бор, отраслевом совещании "Базы знаний и экспериментальные исследования по теплогидравлике ЯЭУ" 23-24 ноября 2004 г., ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, на научных семинарах в РНЦ "Курчатовский Институт", ФГУП "ЭНИЦ", а также международных конференциях: ICONE (8, 9, 10, 11), NURETH 10, ICAP 03.
По теме работы автором в соавторстве выпущено 43 научно-технических отчета и опубликовано 32 статьи.
Структура и объем диссертации
Работа состоит из Введения, 4-х глав, Заключения и Списка литературы.
Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 125 наименований. Диссертация содержит 205 страниц текста, в том числе 42 рисунка и 33 таблицы.
Во Введении приводятся общие сведения о проблеме и постановке задач исследования.
Идентификация и приоритезация процессов и явлений
Для выявления степени влияния указанных в матрицах верификации явлений и процессов на безопасность АЭС с ВВЭР в Международном Центре по Ядерной Безопасности (МЦЯБ) была создана Рабочая группа. В ее работе участвовали специалисты России (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", НТЦ ГАН РФ, ЭНИЦ, ГНЦ ФЭИ, АЭП) и США (АНЛ). В рамках работы по проекту № 6 была выполнена идентификация и приоритезация процессов и явлений с точки зрения оценки их влияния на безопасность АЭС с ВВЭР /35/.
Автор данной работы принимал активное участие в работе этой Рабочей группы.
Работа по идентификации состояла в том, чтобы на основе разработанных матриц верификации дать описание явлений и процессов, а также выполнить идентификацию и приоритезацию в соответствии с критериями важности. Благодаря выполнению этой работы деятельность по получению требуемых экспериментальных данных для верификации кодов была организована более эффективно.
В рамках фазы 1 проекта № 6 подготовлен отчет "Computer code validation for Transient analysis of VVER and RBMK reactors" /49/. В отчете идентифицированы явления и процессы, имеющие место в РУ с ВВЭР.
В процессе подготовки этого отчета были разработаны таблицы 1-Й (см. Приложение А), в которых содержится идентификация явлений и процессов, а также их оценка по степени важности для безопасности и уровню знаний.
В таблицах 1 и 2 представлено описание явлений/процессов для аварий с большой течью, а также малыми и средними течами. В таблице 3 представлено описание явлений/ процессов для переходных режимов. В этой таблице указан только уровень знаний, так как оценка важности для безопасности является функцией рассматриваемых специфических процессов. Поэтому важность для безопасности для переходного режима показана в таблице 4.
Согласно матрицам верификации большое количество явлений и процессов исследовано (экспериментально) не достаточно. Необходимо выполнить дополнительные экспериментальные исследования и, в частности, на интегральных установках.
В результате процесса идентификации, выполненного в фазе 1 проекта № 6, и на основе ранжирования по важности для безопасности и степени экспе риментальных исследований, были определены явления и процессы специфичные и уникальные для РУ с ВВЭР, а также степень их важности по отношению к безопасности.
Термины, используемые в таблицах 1ч-4, представлены ниже. Уникальные процессы - это процессы, которые отсутствуют во всех РУ с PWR.
Специфичные процессы - это процессы, которые могут иметь место как в РУ с ВВЭР, так и РУ с PWR, но протекают при других условиях.
Появление этих определений и выявление таких процессов и явлений позволяет использовать их в качестве критерия для планирования экспериментов, предназначенных для верификации кодов применительно к условиям РУ с ВВЭР.
В таблицах Н4 показана важность для безопасности, присвоенная каждому явлению/процессу применительно к РУ с ВВЭР. Явления/процессы были ранжированы в соответствии с высокой, умеренной и низкой степенью важности. Важность для безопасности - наиболее значимый критерий для ранжирова ния, используемый в процессе определения типа экспериментов, которые необходимо выполнить для наполнения матриц верификации.
В связи с разработкой и применением этих критериев в матрицы верификации были добавлены дополнительные колонки.
Наличие и пригодность экспериментальных данных
Анализ матриц верификации выявил серьезный недостаток в наличии экспериментальных данных и особенно связанных с интегральными исследованиями. Результат работы показал, что имеется серьезная потребность в создании интегральных установок структурно подобных РУ с ВВЭР и выполнения на них соответствующих экспериментальных исследований.
Программа экспериментальных исследований
На необходимость привлечения и использования крупномасштабных интегральных стендов для обоснования безопасности АЭС указывается в разных программных и нормативных документах, имеющих как российский, так и международный статус (см. Введение).
Доклад Агентства по ядерной энергии Организации экономического сотрудничества и развития "Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования" (Париж, 1997 г.) в качестве приоритетных задач исследований определяет "исследования переходных процессов и аварий на интегральных установках".
Закон моделирования с изменением масштаба по времени
Этот метод получил свое название из-за того, что в моделях, создаваемых на его основе, процессы будут протекать быстрее, чем в реальной установке. Такой подход применяется, например, для моделирования волн давления, когда гравитационные силы малы по сравнению с локальным перепадом давления.
Метод с изменением масштаба по времени (линейное моделирование) получен на основе анализа сделанного в /56/.
Из этого следует вывод, что динамическое поведение модели и РУ подобно, если: временной масштаб г между моделью и РУ равен геометрическому масштабу Я (т.е. уменьшение масштаба по времени); масштаб плотности энерговыделения а между моделью и РУ равен величине, обратной геометрическому масштабу Я; масштабы для скорости и ускорения между моделью и РУ равны 1 и 1/Л соответственно.
При использовании этого метода появляются следующие проблемы.
1. Проблема, связанная с силой тяготения. В уравнении сохранения моментов компоненты силы тяготения Ft по осям Xi и Х2 равны: Fj = F2 = 0.
Однако, для оси х3 эта компонента равна F3 = -g. В этом случае условие по добия требует, чтобы ускорение свободного падения в модели было в 1/А раз больше, чем в полномасштабной установке.
Это условие удовлетворить трудно. Однако, для таких процессов как: истечение теплоносителя в аварии с большой течью, явление гидравлического удара влияние ускорения свободного падения играет незначительно по сравнению с силами, вызванными перепадом давления. Поэтому для этих процессов искажения будут не существенными.
В то же время, для других процессов (естественная циркуляция, стратификация, унос и осаждение капель, повторный залив активной зоны и увлажнение твэл) их поведение в модели будет значительно отличаться от поведения в РУ.
2. Проблема, связанная с искажением процесса теплообмена в активной зоны при использовании модели сборки имитаторов твэл того же диаметра и с тем же шагом, что и в РУ.
В большинстве переходных и аварийных режимов существует и весьма длительное время передача тепла с поверхности твэл к недогретой или кипящей жидкости. Для определения теплового потока в этих условиях можно использовать уравнения Дитуса-Боелтера и Джинса-Лоттеса.
При использовании объемно-мощностного метода моделирования процессы в модели протекают с той же скоростью, что и в РУ (сохранение масштаба по времени), а объем и мощность модели уменьшены в одно и тоже число раз согласно объемно-мощностному фактору.
В этом случае при масштабированном уменьшении объема установки в сочетании с пропорциональным уменьшением источников и стоков энергии отношение мощность/объем остается постоянным. В рамках уменьшенного объема всей системы относительное распределение объемов компонент сохраняется. Эта метод существенно уменьшает мощность установки, тем самым, сохраняя временную историю событий, ход которых определяется энергией. Влияние силы гравитации моделируется путем сохранения высотных отметок, но при этом нарушается подобие объемов или гидравлическое сопротивление. Масштабирование аккумулированного тепла и тепловых потерь является основным источником трудностей в этом подходе.
Сравнение уравнений (2.22) и (2.23) с уравнениями (2.8), (2.9), а также учет принятого допущения о равенстве диаметров твэл в модели и прототипе (т.е. Л/ = 1), позволяет сделать вывод, что 0=1. Это означает, что температура оболочки твэл в модели и в РУ равны.
Как следует из выше приведенного, объемно-мощностной метод моделирования устраняет ограничения, которые имеет линейный закон (невос производимость явлений, связанных с влиянием сил тяготенья и искажение процесса теплообмена в модели активной зоны) и позволяет корректно моделировать реакторные установки. Однако, как показано в работах /37, 57-60/, этот метод тоже имеет ограничения.
Так, например, в работе /58/ рассмотрено моделирование смены режимов течения, расслоение потока в горизонтальных трубопроводах, а так же явление захлебывания и влияние места расположения течи. В этой работе получены коэффициенты искажения при моделировании этих явлений по методу объемного масштабирования. В ней также указано на то, что имеется искажение времени транспорта теплоносителя при двухфазном режиме течения.
Этот метод описан в /56/. Метод моделирования основывается на математическом описании модели и РУ. Модель и РУ рассматриваются в виде идеализированных систем, состоящих из отдельных ячеек, содержащих массу и энергию и соединенных между собой ячейками потока. По мнению автора, связи, установленные в этих двух идеализированных системах, лучше, чем в РУ и модели.
Подробно останавливаться на рассмотрении этого подхода не представляется необходимым, так как он не применим для модельных исследований с помощью экспериментальных установок. Этот подход интересен лишь как сам факт существования такого способа, который демонстрирует широту подходов в вопросе моделирования.
В работах /61, 62/ представлен способ моделирования, разработанный для исследования естественной циркуляции при остаточном тепловыделении в жидкометаллическом реакторе. В них рассмотрена традиционная система уравнений. В результате ее решения было получено большое число безразмерных параметров и показано, что в принципе невозможно в условиях естественной циркуляции воспроизвести с одинаковой достоверностью одновре менно гидродинамическое и термодинамическое подобие, если тепловой напор определяется теплоотдачей от стенки к жидкости.
В работе /63/, использован подход, разработанный в /61, 62/ и на его основе получен общий метод моделирования, а также получены два набора масштабных критериев для режимов с естественной циркуляцией, как для однофазных, так и двухфазных потоков. Эти методы были дополнены в работах /64, 65/, после этого стало возможным их применение для вынужденной конвекции теплоносителя, а также при использовании других теплоносителей, в частности, фреона.
Интегральная теплофизическая установка ПСБ-ВВЭР
Подробно останавливаться на рассмотрении этого подхода не представляется необходимым, так как он не применим для модельных исследований с помощью экспериментальных установок. Этот подход интересен лишь как сам факт существования такого способа, который демонстрирует широту подходов в вопросе моделирования.
В работах /61, 62/ представлен способ моделирования, разработанный для исследования естественной циркуляции при остаточном тепловыделении в жидкометаллическом реакторе. В них рассмотрена традиционная система уравнений. В результате ее решения было получено большое число безразмерных параметров и показано, что в принципе невозможно в условиях естественной циркуляции воспроизвести с одинаковой достоверностью одновре менно гидродинамическое и термодинамическое подобие, если тепловой напор определяется теплоотдачей от стенки к жидкости.
В работе /63/, использован подход, разработанный в /61, 62/ и на его основе получен общий метод моделирования, а также получены два набора масштабных критериев для режимов с естественной циркуляцией, как для однофазных, так и двухфазных потоков. Эти методы были дополнены в работах /64, 65/, после этого стало возможным их применение для вынужденной конвекции теплоносителя, а также при использовании других теплоносителей, в частности, фреона.
Исходя из этих целей, необходимо были выбраны следующие параметры установки: Теплофизические параметры первого и второго контура; Высотный масштаб и объемный масштаб; Степень воспроизведения структуры реакторной установки; Уровень моделируемой мощности активной зоны. Теплофизические параметры первого и второго контуров Учитывая цели, для которых создавалась установка и параметры уста новки ИСБ-ВВЭР, было решено создать установку ПСБ-ВВЭР с теплофизи ческими параметрами равными параметрам РУ с ВВЭР-1000. Высотный масштаб Высотный масштаб моделирования равен 1:1с сохранением взаимного расположения основного оборудования.
Этот выбор основан на том, что в большинстве исследуемых режимов предполагается имитация отключения ГЦН (отключение по достижению соответствующих уставок). Последующее протекание теплогидравлических процессов и явлений происходит под воздействием гравитационных сил, т.е. в режиме естественной циркуляции теплоносителя.
Объемный масштаб
При выборе объемного масштаба моделирования учитывались следующие соображения. 1 Установка ИСБ-ВВЭР была построена и ее масштаб равен 1:3000; 2 В середине 80-х годов уже имелся опыт проектирования, строительства и эксплуатации мало масштабных интегральных установок; 3 Необходимо создать установку с масштабом 1:200-5-1:500, для того чтобы иметь возможность выполнить оценку влияния масштабного фактора; 4 Установку предполагалось разместить в готовом производственном здании с ограниченными площадями; 5 Проект установки ПСБ-ВВЭР должен иметь приемлемую стоимость для бюджетных источников финансирования.
Были рассмотрены установки с масштабом 1:250; 1:300; 1:500. По сумме конкретных преимуществ (приемлемые размеры трубопроводов, весовые характеристики оборудования, располагаемая мощность, стоимость и т.д.) был принят вариант с объемно-мощностным масштабом 1:300. Степень воспроизведения структуры реакторной установки Первый контур имитирует все ключевые компоненты: реактор; трубопроводы циркуляционных петель; главные циркуляционные насосы; компенсатор давления; парогенераторы; пассивная и активная САОЗ; система аварийного газоудаления; система подпитки продувки первого контура; система снижения давления первого контура.
Второй контур не имеет такой детализации и представлен следующими системами: системами снижения давления второго контура; система регулирования давления второго контура; система имитации тракта питательной воды; система имитации паропроводов. Число циркуляционных петель
Установка ПСБ-ВВЭР имеет четыре петли. Наличие четырех петель необходимо для обеспечения представительного моделирования аварийных и переходных режимов и исследование влияния асимметричного поведению циркуляционных петель. Одна петля (петля № 4) используется в качестве "аварийной" петли, в которой имитируются обрывы трубопроводов подключенных к реакторной установке. Уровень моделируемой мощности активной зоны Уровень моделируемой мощности принят равным 100% (электрическая мощность модели активной зоны - до 10 МВт). Этот параметр обеспечивает возможность получения исходного номинального состояния установки, что дает возможность выполнения исследований практически всех типов аварий.
Экспериментальные исследования на установке ПСБ-ВВЭР
Интегральная теплофизическая установка ИСБ-ВВЭР представляет собой структурно-подобную модель первого контура РУ с ВВЭР-1000.
Перед выполнением программы научных исследований на установке ИСБ-ВВЭР были выполнены характеристические эксперименты по определению ее тепловых и гидравлических характеристик.
В результате экспертиз, проведенных в 1993 году экспертами НТЦ ЯРБ ГАН РФ и Рабочей группой по разработке "Матриц верификации расчетных те-плогидравлических кодов", была признана достоверность экспериментальных данных полученных на установке ИСБ-ВВЭР. Установка была зачислена в перечень установок, способных обеспечить верификацию системных расчетных теплогидравлических кодов.
Установка ИСБ-ВВЭР имела две модификации. Они отличались конструкцией модели парогенератора. Первая модель парогенератора имела тепло-обменную поверхность, выполненную из П- труб расположенных вертикально.
В 1998 г. эта модель была заменена. Вторая модель парогенератора структурно подобна реальному парогенератору. Внутри этой модели парогенератора были размещены два вертикальных коллектора, соединенных горизонтальными спиральными трубками.
В период с 1993 по 1999 год на базе экспериментов выполненных на интегральной теплофизической установке ИСБ-ВВЭР было организовано и проведено пять Стандартных Проблем по верификации расчетных теплогидравличе ских кодов: СПБ-1 (1993 г.), СПБ-2 (1995 г.), РСП-3 (1998 г.) /112-117/. Две международные Стандартные Проблемы - SP-1, SP-2 /86/ были выполнены в рамках проекта №6 МЦЯБ, а также один эксперимент в рамках проекта PHARE.
Активное участие в этих работах приняли ведущие организации России: (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", НИТИ им. А.П. Александрова), Украины (ЭИС ЗАЭС, ГНТЦ ЯРБ), Венгрии (KFKI), Германии (GRS, FZR), США (ANL), Чехии (NRI), Франции (СЕА). В рамках стандартных проблем были использованы отечественные и зарубежные расчетные теплогидрав-лические коды такие как: ТЕЧЬ, КОРСАР, ATHLET, CATHARE, RELAP.
На установке ИСБ-ВВЭР впервые была испытана модель системы пассивной подачи воды второй ступени - ГЕ-2. Экспериментальное исследование этой системы в условиях большой течи выполнено по заказу АЭП.
Результаты исследования показали принципиальную возможность использования системы ГЕ-2 в условиях полной потери источников переменного тока.
При выполнении работ по аттестации отечественных кодов ТРАП, КОРСАР и БАГИРА в верификационных отчетах также были использованы результаты экспериментальных исследований выполненных на установке ИСБ-ВВЭР.
Всего за весь период работы установки ИСБ-ВВЭР выполнено исследование более 40 переходных и аварийных режимов.
После окончания строительства интегральной установки ПСБ-ВВЭР она стала базовой установкой для выполнения исследований применительно к РУ ВВЭР-1000. В 1999 г. на интегральной установке ПСБ-ВВЭР начато выполнение экспериментальных исследований.
На первый период работы установки ПСБ-ВВЭР программа экспериментальных исследований была разработана при участии группы поддержки OECD. С учетом рекомендаций этой группы выполнены следующие типы экспериментов: А) Характеристические опыты определение тепловых потерь с поверхности оборудования установки; определение гидравлических характеристик оборудования установки; определение характеристик циркуляционных насосов для однофазной области теплоносителя.
При определении тепловых характеристик установки ПСБ-ВВЭР были получены данные по тепловым потерям в зависимости от температуры поверхности оборудования. При этом была показана эффективная работа датчиков теплового потока, установленных на внешней поверхности элементов первого контура.
Гидравлические характеристики элементов первого контура были исследованы в широком диапазоне изменения числа Рейнольдса. Б) Научные опыты
Научные исследования выполнялись по заказу российских организаций: ОКБ "Гидропресс", ФГУП АЭП, ОЦРК, Концерн Росэнергоатом, ДАЭ Минатом. Также выполнялись исследования по заказу ANL (США), в рамках проекта OECD и программы TACIS.
Полученные уникальные экспериментальные данные использованы для верификации расчетных теплогидравлических кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИ-РА, РАТЕГ, RELAP5, CATHARE, ATHLET.
Однако выполненные эксперименты, во-первых, далеко не полностью охватили аварийные и переходные режимы, указанные в матрицах верификации, а во-вторых, они выполнены только на 15% мощности установки.
При эксплуатации установки ПСБ-ВВЭР на полной проектной мощности (10 МВт), появятся дополнительные возможности для исследований процессов с процедурами по управлению авариями.
