Содержание к диссертации
Сокращения 8
Глава 2. Расчетная модель и код для численного моделирования теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкого металла в системе параллельных каналов 70
Система уравнений поканального теплогидравлического анализа
ТВС в рамках модели двухфазного потока с разделением фаз 81
Теплофизические свойства эвтектического натрий-калиевого сплава ..103
Методика численного решения задачи и общее описание расчетного
кода 104
Глава 3. Результаты численного моделирования теплообмена и устойчивости циркуляции жидкометаллического теплоносителя в системе параллельных ТВС в режиме естественной конвекции 124
Картограмма режимов двухфазного потока жидкого металла в контурах
с естественной циркуляцией теплоносителя 148
Приложение 1. Аппроксимирование теплофизических свойств эвтектического сплава натрий-калий NaK
Условные обозначения
ВС . граничные условия для вычисления отдельных компонентов; F - сила;
Н - плотность потока тепла на межфазной поверхности; К - производительность источника массы;
^ - доля периметра поверхности твэла, омываемая фазой к; М - межфазное трение; S - периметр границы раздела фаз;
St - безразмерный коэффициент поперечного межканального обмена; Т - температура; V - объем элемента трубного элемента; W - скорость;
а - коэффициент температуропроводности;
удельная площадь межфазной поверхности; скорость звука; ср - удельная теплоемкость теплоносителя; d - диаметр твэла; dr - гидравлический диаметр канала;
g - поперечный поток импульса на единицу длины зазора между твэлами; h - удельная энтальпия;
шаг проволочной навивки; j - плотность диффузионного потока;
/
- длина начального теплового участка; м - поперечный поток массы теплоносителя на единицу длинны зазора; « - единичный вектор нормали; Р - давление; Я - плотность теплового потока; qv - удельное объемное тепловыделение; f - удельная теплота парообразования; характерный радиус пузырей;
эффективное расстояние взаимодействия между ячейками * и j;
периметр; шаг решетки;
ширина зазора между твэлами;
температура;
поперечная координата; массовое паросодержание;
У - координата в направлении нормали к зазору между твэлами; 2 - аксиальная координата;
Г - плотность потока массы на межфазной поверхности; Ф - множитель двухфазности; а - коэффициент межфазного теплообмена; Р - коэффициент осреднения для профилей;
коэффициент неэквивалентности обмена; - параметр эквивалентной теплопроводности твэлов; Л- - коэффициент теплопроводности; И - коэффициент поперечного межканального обмена,
динамический коэффициент вязкости; v - кинематический коэффициент вязкости; - коэффициент гидравлического сопротивления; Р - плотность; г - время;
касательное напряжение на стенке; 9 - истинное объемное паросодержание;
доля площади потока теплоносителя, занятая паром; - площадь поперечного сечения канала в тепловыделяющей сборке твэлов; V - субстанция; с - поверхностное натяжение;
()'(()) " осреднение по линии и площади; соответственно.
Верхние индексы
h - обмен энергией;
т - обмен массой; Р - межканальный обмен; W - обмен импульсом; Г - гладкий пучок твэлов; Р - оребренный пучок твэлов. ^ - субстанция;
пульсационная составляющая;
нормировка по плотности.
осреднение по времени, по площади.
Нижние индексы
I - граница раздела между фазами;
', j, е - каналы; У - зазор между каналами; g - газ (пар); I - жидкость; ^ - фаза;
компонента многофазного потока; pipe . трубный элемент; w - стенка канала; К - конвективный обмен; L - левая петля; М - молекулярный обмен; МТ . молекулярно-турбулентный обмен; R - правая петля; Т - турбулентный обмен; ТВС . тепловыделяющая сборка; X, У, Z - направления вдоль осей х, У, 2 соответственно; одн - однофазный поток; дв . двухфазный поток;
лам . ламинарный режим;
турб - турбулентный режим;
ш - шероховатость;
- межканальный обмен за счет теплопроводности твэлов.
Безразмерные параметры
Ja = —— с , (t, -1 ). число Якоба; r Р*
Fr=-j-. число Фруда; gL
Ma = — - число Маха; a
XT adV
Nu = —— - число Нуссельта; Я
р cpW dr
ре _ число Пекле;
Рг = —— - число Прандтля;
D pW dr
Re - число Рейнольдса;
g(3pqcL4} 4L
t>r -—-—5——- модифицированное число Грасгофа; Я v иj-
п . 4Z
= Ядг—~~сГ ' модиФициРованное число Релея.
Введение к работе
Значительный рост энергопотребления является неизбежным в 21 веке. Даже если исходить из очень низких темпов роста, потребление энергии, по всей видимости, удвоится к середине века. Углеводородное топливо остается главным источником энергии в ближайшие десятилетия, однако его освоенные месторождения исчерпываются, а введение в оборот новых требует времени и все больших затрат. Существенные атмосферные выбросы приводят к локальным (смог), региональным (кислотные дожди) и глобальным (потепление климата) изменениям окружающей среды и ухудшению здоровья людей. Ограничения на выбросы парниковых газов повлияют на структуру мировой энергетики и потребуют значительных дополнительных инвестиций.
Позитивному решению этих проблем будет способствовать развитие ядерной энергетики. Чтобы существенно повлиять на производство энергии, энергетическую безопасность и ослабление парникового эффекта, производство атомной энергии должно быть увеличено к середине века в 4-5 раз от достигнутого уровня.
Ядерная энергетика во многих странах обеспечивает базовую энергетическую нагрузку, в России, кроме этого, высвобождает дополнительные объемы органического топлива для экспорта. На атомную энергетику приходится около 6% мирового топливно-энергетического баланса и 17% производимой электроэнергии, в том числе, во Франция 77%, в США - 20%, в Япония - 35%, в России - 16%. В перспективе атомная энергия будет постепенно замещать природный газ в производстве тепла для технологических процессов и, в конечном счете, обеспечит получение водорода из воды, что сохранит природное органическое сырье для неэнергетического применения. В перспективе будет освоено опреснение морской воды с использованием атомной энергии.
Инициатива Президента Российской Федерации В.В. Путина, выдвинутая на Саммите тысячелетия 6 сентября 2000 года в ООН, по энергетическому обеспечению устойчивого развития человечества, кардинальному решению проблем нераспространения ядерного оружия и экологическому оздоровлению планеты Земля, предусматривает постепенное исключение из использования в мирной ядерной энергетике обогащенного урана и означает намерение разрабатывать новое поколение реакторов на быстрых нейтронах (РБН), которые возьмут на себя в будущем основную роль в развитии крупномасштабной ядерной энергетики. Эта инициатива подхвачена рядом ведущих в мировой экономике стран - США, Францией, Японией. Долговременные программы развития современной ядерной энергетики с РБН имеют быстро развивающиеся Китай и Индия.
Развитие ядерной энергетики с замкнутым топливным циклом на основе РБН позволит решить проблему топливных ресурсов на длительную перспективу, перейти к развитию экологически чистой крупномасштабной атомной энергетики.
В России мощности АЭС с 23 ГВт должны возрасти к 2020 году до 45 ГВт и к 2030 году до 65-70 ГВт, что приведет к увеличению доли атомной энергетики в производстве электроэнергии с 16% до 20% в 2020 году и 23-25% в 2030 году.
Учитывая существующие проблемы с обеспечением ядерным топливом и утилизацией радиационных отходов, развитие ядерной энергетики в России будет осуществляться на основе новой технологической платформы - с замыканием ядерного топливного цикла с использованием РБН.
Большой объем НИОКР по РБН, успешная эксплуатация исследовательских РБН с натриевым охлаждением БР-1, БР-5, БР-10, БОР-бО и промышленных энергетических установок БН-350 и БН-600, созданных под руководством ГНЦ РФ- ФЭИ, являются базой для реализации перспективной Программы создания РБН следующего поколения, первым этапом которой является окончание в 2012 году сооружения на Белоярской площадке 4-го блока с реактором БН-800 как пилотного реактора, на котором должны быть отработаны и испытаны технологии замкнутого топливного цикла. Параллельно сооружению БН-800 будет интенсивно вестись разработка с окончанием в 2012 году проекта головного коммерческого РБН большой мощности (БН-1600 или БН-1800), сооружением к 2020 году головного образца и последующим (с 2030 года) массовым внедрением в ядерную энергетику.
Создание РБН нового поколения выдвигает повышенные требования к их экономическим показателям, воспроизводству ядерного топлива и безопасности ядерной энергетической установки.
Выбор натрия как теплоносителя в РБН явился идеальным решением с точки зрения использования его физических свойств как теплоносителя. При нормальных условиях эксплуатации РБН температура натрия намного ниже температуры его кипения. Однако, при развитии аварийных процессов, связанных с возрастанием мощности или падением расхода натрия через реактор, вероятно возникновение его кипения.
Обеспечение безопасности РБН требует проведения анализа развития проектных и запроектных аварий. Изучение последствий возможных аварий приводит к задачам охлаждения активной зоны при пониженных расходах или в режиме естественной циркуляции теплоносителя.
Имеющиеся данные экспериментальных исследований по теплообмену при кипении жидкометаллического теплоносителя в тепловыделяющих сборках (ТВС) в контурах с малыми скоростями циркуляции в режиме естественной конвекции указывают на существование неустойчивых режимов и возможность осушения с большим перегревом поверхности теплообмена (кризис кипения второго рода).
Важной особенностью процессов гидродинамики и теплообмена в системе параллельных каналов в режиме аварийного расхолаживания при малых скоростях естественной циркуляции теплоносителя, в отличие от циркуляции с большими скоростями, характерными для развитой вынужденной конвекции, является усиление гидродинамического взаимодействия параллельных каналов. Это может привести к развитию межканальной апериодической неустойчивости потока теплоносителя, к прекращению или к опрокидыванию циркуляции в наиболее теплонапряженном канале и к кризису теплообмена в нем. Одной из особенностей РБН, оказывающих значительное влияние на условия теплообмена - низкое давление в теплоносителе и, вследствие этого, большое различие в плотности паровой и жидкой фаз, составляющее около трех порядков.
Численный анализ условий теплообмена и устойчивости циркуляции в системе параллельных ТВС при кипении жидкого металла при малых скоростях теплоносителя и условий охлаждения активной зоны РБН в этих режимах - отсутствуют.
Основным содержанием современных расчетных моделей двухфазного потока в каналах ТВС является система уравнений сохранения массы, импульса и энергии для каждой из фаз в общем случае двухфазного неравновесного потока, замыкающие соотношения и соответствующие краевые условия. Трехмерную двухжидкостную модель, дающую наиболее полное описание полей параметров двухфазного неравновесного потока, получают, используя временное или статистическое осреднение локальных мгновенных параметров. Эта модель выражается двумя системами уравнений сохранения, отражающих баланс массы, импульса и энергии для каждой из фаз. Взаимодействие фаз учитывается введением в уравнения источниковых членов.
Описание многостержневых гетерогенных систем требует учета поперечного обмена массой, импульсом и энергией между каналами, на которые разбивается рассматриваемая геометрия системы. Для теплогидравлического анализа таких систем развита методика "поканального" теплогидравлического анализа.
Для практических приложений используются различные уровни моделирования двухфазного потока, требующие большого количества замыкающих соотношений. Важным аспектом поканальных моделей является описание различных механизмов и характеристик межканального обмена массой, импульсом и энергией вследствие микротранспорта (молекулярная диффузия и мелкомасштабные турбулентные вихри), макротранспорта (крупномасштабный турбулентный обмен, конвективный естественный и вынужденный обмен, дрейф пара). В настоящее время отсутствует полная система замыкающих соотношений для трехмерных теплогидравлических моделей процессов с кипением жидкого металла в ТВС активной зоны РБН. Теплогидравлический код применительно к анализу условий охлаждения системы параллельных ТВС в активной зоне РБН в режиме естественной конвекции - не развит.
Таким образом, осуществление моделирования процесса теплообмена и устойчивости циркуляции двухфазных потоков натрия в системе параллельных ТВС активной зоны РБН в режимах с малыми скоростями циркуляции при аварийном расхолаживании реакторов является актуальной задачей.
Целью диссертационной работы является осуществление моделирования условий теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкого металла в системе параллельных ТВС активной зоны РБН в режиме с малыми скоростями при естественной конвекции теплоносителя применительно к режиму аварийного расхолаживания.
В соответствии с поставленной целью необходимо решить следующие задачи:
на основе современной двухжидкостной модели двухфазного потока с разделением фаз и развитой системы замыкающих соотношений,
разработать и реализовать расчетный теплогидравлический код для моделирования процессов с кипением жидкого металла в системе параллельных каналов в контурах с естественной циркуляцией теплоносителя;
осуществить верификацию разработанного расчетного теплогидравлического кода;
выполнить расчетные исследования физических особенностей процесса теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкого металла в системе параллельных каналов в контурах при естественной конвекции теплоносителя;
провести анализ имеющихся данных экспериментального и полученных результатов расчетного моделирования теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкого металла в системе параллельных ТВС активной зоны РБН при малых скоростях естественной циркуляции применительно к режиму аварийного расхолаживания.
Научная новизна работы состоит в следующем:
разработке кода SAT на основе двухжидкостной модели двухфазных потоков с разделением фаз и развитой системы замыкающих соотношений, включая соотношения для теплофизических свойств эвтектического натрий-калиевого сплава, для численного моделирования нестационарной гидродинамики и теплообмена двухфазных жидкометаллических потоков в циркуляционных контурах с системой параллельных ТВС;
применении разработанного расчетного кода SAT к анализу устойчивости циркуляции и изучении эффекта межканальной неустойчивости двухфазного потока жидкого металла в системе параллельных ТВС в контуре с естественной циркуляцией;
полученных впервые результатах численного моделирования теплообмена и структуры двухфазного потока жидкометаллического теплоносителя в системе параллельных ТВС в контуре с естественной
циркуляцией теплоносителя, включая данные по картограмме режимов двухфазных потоков жидкого металла в ТВС;
анализе условий охлаждения системы параллельных ТВС активной зоны при кипении натрия в режиме нестационарной естественной конвекции применительно к режимам аварийного расхолаживания реакторов БН- 600 и БН-800.
Достоверность полученных результатов исследований подтверждается тестированием кода SAT, сравнением результатов расчетов по коду SAT и кодам- аналогам и с данными экспериментальных исследований гидродинамики и теплообмена при отключении циркуляционных насосов и срабатывании аварийной защиты, а также результатами экспериментальных исследований теплообмена в циркуляционном контуре с системой параллельных ТВС в режиме естественной конвекции.
Практическое значение результатов работы заключается в том, что создан и верифицирован код SAT для моделирования нестационарных процессов в двухфазных жидкометаллических потоках в ТВС и циркуляционных контурах, который позволяет решать такие практически важные задачи как:
проведение анализа условий охлаждения ТВС одно- и двухфазным потоками жидкометаллических теплоносителей в стационарных и нестационарных режимах работы в контурах РБН;
выполнение предварительных параметрических исследований и расчетного анализа экспериментов для однофазных условий и при кипении жидкого металла в ТВС в циркуляционных контурах;
проведение анализа данных по характеристикам теплообмена, структуре и режимам течения двухфазных жидкометаллических потоков в каналах и ТВС, устойчивости циркуляции жидкометаллического теплоносителя в системе параллельных каналов (ТВС), моделирующих активную зону РБН в режиме аварийного расхолаживания;
моделирование условий охлаждения ТВС активной зоны натурного РБН при возникновении и развитии кипении натрия в режиме аварийного расхолаживания.
Автор выносит на защиту:
разработанный теплогидравлический код SAT на основе двухжидкостной модели двухфазного потока с разделением фаз и развитой системы замыкающих соотношений, включая соотношения для теплофизических свойств эвтектического натрий-калиевого сплава, для анализа нестационарных процессов теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкометаллического теплоносителя в системе параллельных ТВС активной зоны РБН, включая режим аварийного расхолаживания;
результаты расчетных исследований теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении жидкого металла в системе двух параллельных ТВС в контуре с естественной циркуляцией теплоносителя;
результаты анализа полученных данных по структуре и характеристикам двухфазных жидкометаллических потоков в ТВС, межканальной неустойчивости двухфазного потока жидкого металла в системе параллельных ТВС при естественной конвекции с малыми скоростями циркуляции теплоносителя;
результаты анализа условий охлаждения ТВС активной зоны РБН применительно к режиму аварийного расхолаживания.
Основные результаты диссертационной работы доложены на следующих международных и российских конференциях и совещаниях:
совещание Технического комитета МАГАТЭ "Методы и коды для расчета теплогидравлических параметров для топливных и поглощающих сборок жидкометаллических РБН с радиационной и воспроизводящей активной зоной", Обнинск, июль 1998;
Международная конференция "Ядерные технологии XXI века: критерии существования и решения", ИПЭ НАНБ, г. Минск, Республика Беларусь, 23-27 октября 2001;
совещание рабочей группы "Технология" в рамках Соглашения между Минатомом (Россия) и Комиссариатом по атомной энергии (Франция) о сотрудничестве по области быстрых реакторов, Обнинск, ноябрь 2001;
совещание Международной рабочей группы по теплогидравлике усовершенствованных ядерных реакторов "Гидродинамика и теплообмен в узлах оборудования ядерных реакторов, охлаждаемых одно- и двухфазным потоком жидкого металла", Обнинск, июль 2004;
Международный симпозиум "Инновационные ядерные системы для всеобщего устойчивого развития", Токио, ноябрь 2004;
совещание рабочей группы "Технология" в рамках Соглашения между Минатомом (Россия) и Комиссариатом по атомной энергии (Франция) о сотрудничестве по области быстрых реакторов, Обнинск, сентябрь 2006.
Основные результаты проведенных исследований опубликованы в 12 научных работах.
Диссертационная работа включает введение, три главы и выводы и заключения. Диссертация изложена на 168 страницах, в том числе, 77 рисунков, 12 таблиц, 1 приложение, список использованных источников, включающий 185 наименований на 22 страницах, в том числе, 12 работ автора.
Работа выполнена на кафедре "Теплофизики" Обнинского государственного технического университета атомной энергетики под руководством кандидата технических наук, доцента Е.Ф. Авдеева. Автор выражает благодарность руководству лаборатории 22 Государственного научного центра Физико-энергетического института имени А.И. Лейпунского за предоставленную возможность обработки и анализа полученных экспериментальных данных. Автор так же благодарит кандидата технических наук Е.Ф. Иванова и доктора технических наук, профессора А.В. Жукова за оказанную ими помощь в работе над диссертацией, а также всем коллегам, помогавшим в подготовке диссертации.
