Содержание к диссертации
Введение
Глава 1 Состояние вопроса и задачи диссертационной работы 13
1.1 Применение расчетных кодов для моделирования аварийных процессов -важнейший метод обоснования безопасности АЭС. 13
1.2 Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов 14
1.3 Экспериментальные интегральные установки .20
1.3.1 О моделировании экспериментальных интегральных установок и теплогидравлических процессов в них 20
1.3.2 О факторах искажения теплогидравлических процессов и явлений в контурах экспериментальных интегральных установок и проблеме использования результатов применительно к прототипу 23
Выводы по Главе 1 29
Глава 2 Методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов в экспериментальных интегральных установках для АЭС с ВВЭР-1000 с помощью расчетных кодов 31
2.1 Описание методики 31
2.2 Описание теплогидравлического расчетного кода RELAP5 32
2.3 Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР 35
Выводы по Главе 2 40
Глава 3 Исследование теплогидравлических процессов в аварийных режимах в ИСБ-ВВЭР (верификационные расчеты) 41
3.1 Течь 2,4 % из модели напорной камеры реактора ИСБ-ВВЭР 43
3.2 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли) 48
3.3 Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли) 51
3.4 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с вертикальными парогенераторами 54
3.5 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя с горизонтальными парогенераторами 58
Выводы по Главе 3 64
Глава 4 Влияние теплофизических факторов на теплогидравлические процессы в интегральных установках 66
4.1 Характер влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах 68
4.2 Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах 75
Выводы по главе 4 91
Глава 5 Влияние конструктивных факторов на теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках 92
5.1 Влияние конструктивных особенностей моделей парогенераторов интегральной экспериментальной установки ИСБ-ВВЭР 92
5.2 Влияние конструктивных особенностей интегральных установок на ключевые параметры аварийных режимов 95
5.3 Влияние конструктивных искажений экспериментальных интегральных установок на ключевые параметры режима с естественной циркуляцией теплоносителя 106
Выводы по главе 5 108
Глава 6 Теплогидравлические процессы в экспериментальных интегральных установках разного масштаба 110
6.1 Режим с 11% течью теплоносителя из модели сборной камеры реактора и работой гидроемкостей САОЗ 111
6.2 Режим с естественной циркуляцией теплоносителя 117
Выводы по главе 6 121
Глава 7 Влияние метода моделирования на теплогидравлические процессы в интегральных установках 122
7.1 Описание четырехпетлевои виртуальной установки 122
7.2 Анализ результатов исследования 124
Выводы по главе 7 129
Выводы 131
Список использованных источников 132
- Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов
- Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР
- Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли)
- Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах
Введение к работе
Актуальность работы. Развивающаяся атомная энергетика требует постоянных систематических исследований вопросов безопасности. Обоснование безопасности АЭС осуществляется с помощью компьютерных системных расчетных кодов. Доказательство адекватности кодов осуществляется посредством их верификации с использованием экспериментальных данных, полученных на фрагментарных установках по исследованию отдельных явлений и интегральных (структурно подобных реакторным) установках по исследованию аварийных режимов в контуре РУ в целом [1], [2].
При этом, неизбежно имеют место искажения моделируемых в этих установках теплогидравлических процессов, обусловленные допущенными при проектировании экспериментальных установок компромиссами моделирования ("липшее" количество металла, высокие тепловые потери, конструктивные особенности и др., по отношению к реакторной установке).
Понимание характера и степени влияния последствий допущенных компромиссов моделирования установок на теплогидравлические процессы в них и последующий учет этого влияния позволит: повысить уровень верификации (ве-рифицированность) кодов, их адекватность, соответственно, качество и достоверность результатов расчетного анализа аварийных режимов при обосновании безопасной эксплуатации реакторной установки; проводить обоснование конструкций установок с целью максимального приближения экспериментальных режимов к аварийным режимам в РУ. Выявление же закономерностей влияния масштаба установок на поведение ключевых параметров аварийных режимов обеспечит возможность адекватного их учета при оценке развития теплогидравлических процессов в прототипе, причем, уже на стадиях проектирования и создания установок, в том числе, применительно к реакторным установкам нового поколения.
Указанные задачи могут быть решены проведением вычислительных экспериментов с помощью современных верифицированных кодов улучшенной
g оценки с использованием расчетных моделей «идеализированных» (свободных от присущих физическим моделям конструктивных искажений) виртуальных установок. Сказанным подтверждается актуальность выполненного исследования и определяются его цели и задачи.
Цель и задачи научного исследования
Выявить влияние конструктивных особенностей, масштаба и метода моделирования интегральных установок на адекватность моделируемых в них аварийных режимов с потерей теплоносителя применительно к реакторной установке с ВВЭР-1000.
Для достижения указанной цели решить следующие задачи:
разработать методику исследования;
установить адекватность воспроизведения теплогидравлических процессов в расчетах по коду RELAP5/MOD3.2 аварийных режимов, моделируемых на интегральной экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР, путем количественной оценки согласования экспериментальных и расчетных значений режимных параметров в верификационных расчетах в соответствии с «Матрицами верификации теплогидравлических кодов для ВВЭР» (далее, «Матрицы») [3], [4];
разработать расчетные модели виртуальных «идеализированных» установок, выявить закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установок, обусловленных компромиссами, масштабом и методом моделирования, на изменение основных параметров в аварийных режимах с потерей теплоносителя.
Объект исследования - теплогидравлические процессы и явления, сопровождающие моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.
Предмет исследования - закономерности протекания теплогидравлических процессов и явлений, сопровождающих моделируемые на интегральных установках аварийные режимы с потерей теплоносителя.
Методы исследования - расчетно-аналитический, посредством теплогид-
равлического расчетного кода RELAP5/MOD3.2 (далее RELAP5). Научная новизна полученных результатов
Определяется тем, что впервые:
разработана методика расчетного исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках применительно к РУ с ВВЭР-1000, позволяющая определять влияние конструктивных характеристик, масштаба и метода моделирования установок на развитие в них теплогидравлических процессов в аварийных режимах;
выявлены закономерности влияния тепловых потерь, аккумулированной в металле теплоты и конструктивных особенностей установки на ключевые параметры аварийных режимов (давление теплоносителя, температура оболочки имитаторов твэлов), получена зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя, в диапазоне от 0,5 до 30 %;
сопоставлены результаты исследования одинаковых по сценарию аварийных режимов в идентичных по конструкции интегральных установках разное го масштаба и в установках одинакового масштаба, разработанных с помощью двух разных методов моделирования;
в результате верификационных расчетов аварийных режимов в экспериментальной установке ИСБ-ВВЭР обнаружено явление обратного течения теплоносителя первого контура в парогенераторах, характерное для парогенераторов ВВЭР.
Практическая ценность полученных результатов
разработанная методика расчетного исследования использована для осуществления сопоставительных экспериментов в идентичных по конструкции интегральных установках разного масштаба, а также в установках одинакового масштаба, разработанных с использованием двух разных методов моделирования и может быть использована применительно к любой экспериментальной установке, моделирующей как ВВЭР, так и водоохлаждаемые реакторы других типов для проведения вычислительных экспериментов, что позволит существенно
10 снизить объем и стоимость экспериментальных исследований;
результаты работы могут быть использованы при: обосновании технических решений по модернизации конструкции установок для адекватного воспроизведения теплогидравлических процессов по отношению к прототипу; планировании экспериментов; создании интегральных установок для исследований аварийных режимов применительно к АЭС нового поколения;
зависимость времени до начала разогрева имитаторов твэлов от размера течи теплоносителя может использоваться для оценки их предельных температурных режимов при планировании экспериментов;
результаты верификационных расчетов включены в базу данных Международного Центра по Ядерной Безопасности по верификации кода RELAP5 применительно к анализу безопасности АЭС с ВВЭР-1000, разработанную в рамках совместного российско-американского проекта. Анализ Российской Стандартной Проблемы (исследование аварийного режима с течью 11% теплоносителя из сборной камеры реактора) по верификации теплогидравлических расчетных кодов был выполнен по договору с ОКБ "Гидропресс".
Достоверность результатов исследования
Обеспечивается верификацией используемого расчетного кода на экспериментальных данных интегрального стенда ИСБ-ВВЭР и кросс-верификационными расчетами по другим расчетным кодам (ТРАП, КОРСАР, CATHARE, ATHLET). .
Личный вклад автора
Разработана методика исследования, выполнены все расчетные исследования, представленные в работе, включая создание расчетных моделей интегральных установок, а также анализ полученных результатов.
На защиту выносится:
- методика исследования адекватности моделируемых аварийных режимов на экспериментальных интегральных установках;
результаты исследований влияния конструктивных особенностей и метода моделирования установок на качество воспроизведения в них аварийных режимов реакторной установки;
результаты сопоставления теплогидравлических процессов в идентичных по конструкции установках разного масштаба;
результаты верификационных расчетов аварийных режимов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР, выполненных системным кодом RELAP5;
расчетные модели интегральных установок, рассмотренных в диссертации, для кода RELAP5.
Апробация работы.
Результаты работы докладывались и были обсуждены на конференциях, в частности:
- четвертом международном Форуме обмена информацией "Безопасность
АЭС с ВВЭР и РБМК", г. Обнинск, Россия, 11-15 октября 1999 г;
- международной ежегодной конференции Jahrestagung Kerntechnik
(Nuclear Technology) (1999,2004,2005 гг., Германия);
международном молодежном Ядерном Конгрессе IYNC (2000 г. Словакия; 2002 г. Южная Корея; 2004 г. Канада);
XIV международной школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева "Проблемы газодинамики и теплообмена в энергетических установках", г. Рыбинск, 26-30 мая 2003 г;
14-й ежегодной конференции Ядерного Общества России «Научное обеспечение безопасного использования ядерных энергетических технологий», г. Удомля, 30 июня - 4 июля 2003 г;
8-й международной конференции Украинского ядерного общества "Молодежь - ядерной энергетике", г. Севастополь, Украина, 01-03 июля 2004 г;
9-й ежегодной молодежной научно-практической конференции "Реакто-ростроение и атомная энергетика: технологии будущего", г. Нижний Новгород, 14-18 сентября 2004 г;
2-й и 4-й международных научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", г. Подольск, 2001,2005 гг.;
4-й международной научно-практической конференции «Надежность, безопасность, ресурс АЭС», г. Севастополь, Украина, 20-25 сентября 2005 г.
Публикации. По результатам выполненных по теме диссертации исследований опубликовано 18 печатных работ и вьшущено 3 научно-технических отчета.
Структура и объем диссертации. Диссертация содержит введение, 7 глав, выводы. Список литературы из 107 использованных источников. Диссертация выполнена на 145 листах, включая 39 таблиц и 118 рисунков.
Верификация системных расчетных теплогидравлических кодов
В [13] отмечается, что моделирование АЭС может быть осуществлено только с помощью кодов, а адекватность математического моделирования аварийных режимов, правильность представлений о протекании аварий, точность расчетов устанавливаются при проверке, верификации кодов, сопоставлением с результатами экспериментов на структурно-подобных моделях (макетах) АЭС.
Верификация кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу [14]. При решении этой задачи необходимо провести анализ процессов и явлений в аварийных или переходных режимах, определить степень их важности для безопасности АЭС, рассмотреть возможности стендовой базы и оценить качество полученных экспериментальных данных, провести отбор экспериментов для верификационных расчетов и выполнить расчеты и анализ чуііствительности результатов расчетов по кодам к входным параметрам расчета, выпустить верификационные отчеты.
В [15] предлагается основа процедуры оценки системных кодов, базирующейся на фундаментальном аппарате теории планирования и управления, и удовлетворяющей требованиям регулирующих органов, включающая постановку задачи, претест-расчеты, посттест-расчеты и анализ адекватности.
Верификацию кодов, используемых в расчетах применительно к легководным реакторам, принято проводить с использованием экспериментальных данных, полученных на маломасштабных или на фрагментарных установках по исследованию отдельных явлений и на интегральных установках, структурно подобным РУ, на которых исследуются аварийные режимы применительно к РУ в целом [16]. При этом, однако, часто возникает неопределенность при экстраполяции способности кодов к воспроизведению процессов в маломасштабных одномерных установок на полномаспггабную многомерную АЭС. Процесс верификации кодов проводится поэтому на экспериментальных данных с установок, имеющих разные масштабы или разные концептуальные подходы. Тем самым, квалифицируются неопределенности, присущие расчетам.
В [17], [18], [19] показана важность учета влияния масштабного фактора установок при анализе результатов сопоставительного эксперимента и верификации кодов. Согласно [17], [18], под масштабируемостью подразумевается, способность кодов воспроизводить явления и процессы в разном масштабе: от экспериментальных установок до натурных реакторов, а соответствующие эксперименты принято называть сопоставительными. Результаты последних позволяют определять влияние конфигурации и геометрического масштаба установок на характеристики теплогидравлических процессов.
В [19] подчеркивается, что большинство экспериментальных данных, по которым созданы эмпирические корреляции, применяемые в кодах, было получено в стационарных экспериментах, но используются они в расчетах аварийных и переходных режимов. Поэтому одной из основных задач проведения экспериментов на экспериментальных установках является проверка того, насколько результаты расчета по кодам будут схожими с результатами эксперимента, то есть проведение верификации кодов.
Использование данных, полученных на установках малого масштаба стало важным аспектом проектирования и анализа АЭС, а также законодательно закреплено Nuclear Regulatory Commission (NRC, США) в Кодексе Федерального регулирования 10 CFR 52, где впервые экспериментальные исследования в поддержку развития кодов и валидация (верификация), делаются составной частью процесса лицензирования.
В [20] подчеркивается, что быстрое развитие системных кодов потребовало создания и систематизации обобщенной базы соответствующих экспериментальных данных для их верификации в виде «Матриц».
В них представлены эксперименты, выполненные на экспериментальных фрагментарных и интегральных установках, а также на реальных АЭС.
Охватываемые «Матрицами» экспериментальные данные должны обеспечивать необходимую полноту проверки кодов во всех областях их применения.
К настоящему времени составлены специальные «Матрицы» применительно к РУ ВВЭР [3], [4].
В [21] представлен анализ результатов выполнения международного проекта по верификации кода RELAP5/MOD3.2 применительно к ВВЭР и реакторам большой мощности канальным (РБМК). Отмечается, что в процессе выполнения проекта были разработаны «Матрицы», в которых содержится оценка идентифи-. цируемых явлений и процессов по степени важности для безопасности.
Одним из методов верификации кодов, является расчетно-экспериментальное исследование теплогидравлических процессов в аварийных и переходных режимах в рамках Сгандартных Проблем [22]. В 1993-2001 г.г. на базе экспериментальных исследований на интегральной установке ИСБ-ВВЭР [23, 24, 25] было выполнено пять Стандартных Проблем.
Экспериментальные интегральные установки ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР (прототип - РУ ВВЭР-1000 (проект В-320)) [23-27] предназначены для получения экспериментальных данных, требуемых матрицами верификации [20-22]. Экспертиза НТЦ ЯРБ Ростехнадзора и рабочей группы OECD признала достоверность и пригодность полученных на ИСБ-ВВЭР экспериментальных данных для верификации кодов. ИСБ-ВВЭР был квалифицирован в качестве экспериментальной интегральной установки, удовлетворяющей требованиям моделирования переходных и аварийных режимов [22].
Для цели верификации разработанного в ОКБ ГП "Пакета программ для теплогидравлических расчетов нестационарных режимов" (программный комплекс ТРАП-97) используются как эксперименты, выполненные в ОКБ ГП, так и экспе рименты других организаций, а также данные пусковых испытаний и реальных инцидентов, происходящих на энергоблоках с ВВЭР [29].
В [9] приведены результаты верификации на ИСБ-ВВЭР трехмерного неравномерного по скорости и температуре программного комплекса наилучшего приближения БАГИРА, позволяющего моделировать процессы, протекающие в РУ на всех стадиях аварийных режимов.
В [30] представлены результаты вфификации кодов ДЖИП (предшественник кода КОРСАР) и RELAP5 на основе экспериментальных данных, полученных на ИСБ-ВВЭР при имитации аварийных режимов с малой и средней течами из модели сборной камеры реактора с идентичными сценариями (Первая и Вторая Стандартные Проблемы Безопасности). Полученными результатами подтверждена адекватность воспроизведения кодами ДЖИП и RELAP5 моделируемых на ИСБ-ВВЭР физических явлений, характерных для РУ с ВВЭР.
В [31-34] представлены результаты экспериментального исследования на стенде ПСБ-ВВЭР следующих типов переходных и аварийных режимов РУ с ВВЭР-1000: ЕЦ теплоносителя [31], потеря питательной воды [32], течь 4,1% из холодного трубопровода [33], гильотинный разрыв холодного трубопровода [34]. Полученные авторами [31-34] результаты подтверждают, что упомянутые переходные и аварийные режимы РУ с ВВЭР-1000 могут быть воспроизведены на стенде ПСБ-ВВЭР.
Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР
Согласно паспорту аттестации кода RELAP (регистрационный номер № 180 от 28.10.2004): -основные параметры РУ ВВЭР (давление, температура теплоносителя, расход и масса теплоносителя) в режимах нормальной эксплуатации рассчитываются с погрешностью, не превышающей погрешность измерения на реальной РУ; - для режимов с нарушением нормальной эксплуатации и аварийных ре жимов, не сопровождающихся кризисом теплообмена или осушением A3, ос новные параметры (давление, температура теплоносителя, температуры топлива и оболочек твэлов, масса теплоносителя) рассчитываются с погрешностью, не превышающей ± 10% от диапазона изменения в процессе режима; -для стадий аварий, сопровождающихся нарушением охлаждения и перегревом твэлов (кризис теплообмена, осушение A3), погрешность расчета температур оболочек твэлов составляет ± 20% от диапазона изменения в переходном процессе; - погрешность расчета критического теплового потока в пучках твэлов от вечающая 2-е (о - среднеквадратичное отклонение), составляет ±16% при рав номерном высотном энерговыделении и ± 22% при неравномерном по длине энерговыделении (для условий аварийных режимов ВВЭР с нарушением охлаж дения.A3). При этом имеет место занижение расчетом критического теплового потока на 15% для равномерного высотного энерговыделения и на 23% для не равномерного по длине энерговыделения.
Описание экспериментальных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР Обе установки созданы с использованием объемно-мощностного метода моделирования, прототипом является РУ с ВВЭР-1000 (проект В-320) и предна значены для исследований стационарных, переходных и аварийных режимов. Основные характеристики установок приведены в таблице 2.1. Подробное описание конструкции установок представлено в [23-28].
Вследствие принятых определенных компромиссов при проектировании и создании, установки имеют достаточно существенные конструктивные отличия. ПСБ-ВВЭР (рисунок 2.2 а, таблица 2.1) конструктивно соответствует прототипу в большей степени, чем ИСБ-ВВЭР (рисунок 2.2 б). ИСБ-ВВЭР имеет две петли циркуляции, вместо четырех петель прототипа; несоосность моделей A3 и сборной камеры реактора и соединение их между собой горизонтальными трубопроводами искажают конструкцию перехода теплоносителя из A3 в сборную камеру реактора в прототипе. Модель A3 представляет собой тепловьщеляющую сборку из 19 имитаторов твэлов диаметром 9,1 мм, размещенных по сечению с шагом 12,75 мм. Сборка имеет равномерное, вместо неравномерного, по высоте тепловыделение, и прямой, вместо косвенного, обогрев, что является одним из допущений моделирования ИСБ-ВВЭР. Модель A3 в ПСБ-ВВЭР представляет собой пучок из 169 имитаторов твэлов наружным диаметром 9,1 мм с косвенным обогревом и равномерным по высоте профилем тепловыделения.
Существенным недостатком в ИСБ-ВВЭР является установка циркуляционных насосов петель на байпасе к контуру циркуляции теплоносителя. Они не моделируют главный циркуляционный насос РУ ВВЭР-1000 и после достижения номинальных параметров теплоносителя они отключаются от контура запорной арматурой. При этом, отсутствует возможность имитации «выбега» рабочего колеса при их останове. Расход теплоносителя в стационарном состоянии регулируется в петлях изменением гидравлического сопротивления регулирующей арматуры, установленной на всасе циркуляционных насосов. ЕЦ теплоносителя в петлях осуществляется помимо насосов.
В ИСБ-ВВЭР аварийная петля содержит один, а неаварийная - три параллельно включенных ПГ с раздельными сбросами пара (рисунок 2.2 б). Теплооб-менная поверхность ПГ до реконструкции (далее, ПГ-1) (рисунок 2.3) была выполнена из 11 U-образных трубок диаметром 16 х 2,5 мм, разнесенных по высоте с 2,19 м до 1,44 м и, соответственно, имеющих различную длину. Такая конструкция была более похожа на конструкцию ПГ зарубежного реактора типа PWR.
После реконструкции теплообменная поверхность ПГ (далее, ПГ-2) (рису нок 2.4) представляет собой 115 горизонтальных спиралевидных трубок диаметром 10 х 1,5 мм, соединенных с вертикальными раздающим и собирающим коллекторами. Для обеспечения равномерной подачи теплоносителя соответствующие трубки ПГ задросселированы.
Модель КД в ИСБ-ВВЭР соединена с первым контуром двумя трубопроводами - dy 10 и может быть подключена к горячему трубопроводу либо аварийной, либо неаварийной петли.
Насосы высокого давления активной части САОЗ в обеих установках имитируются источником высокого давления (\6 МГТа), вода из которого по системе трубопроводов с регулирующими вентилями подается в первый контур. Линия течи обеих установок, по которой теплоноситель вытекает из контура циркуляции теплоносителя, включает: цилиндрический канал истечения, проходное сечение которого соответствует (через масштаб) проходному сечению места разгерметизации того или иного трубопровода; запорные вентили, один из которых имитирует разрывное устройство; коллектор для отвода вытекающего теплоносителя в приемную емкость атмосферного типа. Для сбора, обработки, отображения и архивизации информации, получаемой с измерительных преобразователей обе установки оборудованы автоматизированной системой научных измерений, которая включает измерительные каналы температуры, давления, перепадов давления, расходов теплоносителя, температуры оболочки имитаторов твэлов, электрических параметров и др. параметров. Подробное описание системы измерений ИСБ-ВВЭР приведено в [24,25]. Для измерения параметров использовались ниже перечисленные средства, границы абсолютной систематической погрешности (0) при доверительной вероятности Р = 0,95 измерительных каналов АСНИ составляли [72]: - температура теплоносителя измерялась термоэлектрическими термометрами типа ХК с изолированными спаями, изготовленными из малоинерционного кабеля; 0(Тхк) = ±3,8С для диапазона от 200 до 350С; - температура оболочки имитаторов твэлов измерялась термоэлектрическими термометрами типа ХА, изготовленными из специального кабеля, неизолированный горячий спай термометров размещался по высоте внутренней поверхности имитаторов твэлов; 0(ТХА) = ±5,4С для диапазона от 200 до 500С; - избыточное давление, а также перепады давления в элементах первого контура измерялось измерительными преобразователями давления типа «Сапфирам»; 0(Р) = ±0,2 МПа для диапазона от 0,5 до 25 МПа, 0(АР) = от ±0,2 кПа до ±1,6 кПа, в зависимости от верхних пределов используемых датчиков перепада давления; для диапазона от 0,5 до 25 МПа; - расход однофазного теплоносителя в петлях измерялся с помощью труб Вентури; 0(F) = ±0,12 кг/с, для диапазона от 0 до 5,6 кг/с;
Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача воды САОЗ в холодный трубопровод аварийной петли)
Расчетное исследование режима выполнено в рамках Третьей Российской Стандартной Проблемы (РСП-3) верификации кодов. Подробное описание набора входных данных для расчета, анализ теплогидравлических процессов в ИСБ-ВВЭР и сопоставление расчетных и экспериментальных данных представлено в [74-78]. В режиме имитировался отрыв трубопровода гидроемкости САОЗ, присоединенного к сборной камере реактора. Сценарий предусматривал: срабатывание аварийной защиты реактора, отказы оборудования первого и второго контуров (отключение насосов, отсечение ПГ от питательной воды и пара), срабатывание САОЗ (включение трех насосов высокого давления), отказ пассивной системы и насосов низкого давления САОЗ Граничные условия эксперимента: истечение теплоносителя через цилиндрический канал с острой входной кромкой диаметром 5,2 мм, L/D =10; подключение КД к аварийной петле; протечка теплоносителя помимо модели A3; подача охлаждающей воды САОЗ тремя насосами высокого давления в горизонтальную часть холодного трубопровода аварийной петли, место подачи соответствовало прототипу, средний расход - 0,06 кг/с, температура - 30 С; суммарные тепловые потери с поверхностей установки - 37 кВт. Начальные условия и сценарий режима представлены в таблицах 3.5,3.6.
Исследование включало претест и посттест расчеты эксперимента. Расчеты завершились при достижении устойчивого теплообмена в модели A3. Использовались расчетная схема (рисунки 3.1, 3.2) и базовый набор входных данных (раздел 3.1, рисунки 3.1, 3.2) с соответствующими этому режиму изменениями. Результаты претест и посттест расчетов представлены в таблице 3.7 и на рисунках 3.7-3.10. Из таблицы 3.7 видно, что хронологическая последовательность возникно вения основных собьггий в расчете достаточно хорошо согласуется с экспериментом. Из сравнения кривых изменения основных режимных параметров претест расчета и эксперимента можно заключить, что выполненное с помощью кода RELAP5 прогнозирование характера развития теплогидравлических процес сов в контуре - хорошее: правильно предсказана тенденция развития режима, отмечается качественное и в отдельных временных интервалах и количественное согласование расчетных и экспериментальных значений. Результаты посттест расчета и эксперимента достаточно хорошо согласуются между собой.
Развитие теплогидравлических процессов в режиме показало, что подача охлаждающей воды тремя насосами высокого давления в холодный трубопровод неаварийной петли для компенсации потерь при течи 11% из первого контура создает условия для сохранения теплоотвода в модели A3 и смягчает протекание аварийного режима данного типа. Уровень остаточного давления теплоносителя (примерно 2 МПа) позволяет использовать гидроемкости САОЗ для обеспечения надежного теплоотвода в A3. Течь 11 % из модели сборной камеры реактора ИСБ-ВВЭР (подача . воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли)
Исследование выполнялось в рамках международной Стандартной Про блемы № 5 (СП - В5, МЦЯБ) по верификации кода RELAP5 и включало по сттест расчет эксперимента. Подробное описание режима, анализ теплогидрав лических процессов, сопоставление расчетных и экспериментальных данных представлены в [79 - 84]. :
Граничные условия эксперимента такие же, как и в режиме раздела 3.2, но подача охлаждающей воды САОЗ тремя насосами высокого давления осуществлялась в горизонтальную часть горячего трубопровода аварийной петли. Начальные условия и сценарий режима представлены в таблицах 3.9, 3.10. Расчет завершился при разогреве имитаторов твэлов до температуры, равной 450 С. Для расчетов использовалась расчетная схема (рисунки 3.1, 3.2) и базовый набор входных данных с соответствующими изменениями. Основные события режима, представленные по результатам расчета в таблице 3.11, достаточно хорошо согласуются с экспериментом (рисунки 3.11 - 3.14). В таблице 3.12 даны качественная и количественная оценки согласования расчетных и экспериментальных данных.
В отличие от режима, рассмотренного выше (подраздел 3.2), характерные теплогидравлические процессы протекали более динамично после начала подачи охлаждающей воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли. Вода не поступала в A3, а уходила вместе с теплоносителем в течь, что ускорило процесс обезвоживания всего контура.
Таким образом, подача охлаждающей воды САОЗ в горячий трубопровод аварийной петли не является эффективным средством охлаждения модели A3 в данном режиме.
Закономерности влияния тепловых потерь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы в аварийных режимах
Для более детальной оценки влияния аккумулированного тепла и тепловых потерь на теплогидравлические процессы было проведено более подробное расчетное исследование в достаточно широком диапазоне размеров течей (от 0,5 - 30%) без подачи охлаждающей воды САОЗ [94,95]. Результаты исследования и установленные закономерности представлены ниже.
На основе набора входных данных для ИСБ-ВВЭР с горизонтальными ПГ (глава 3), [23-25] были разработаны расчетные модели шестнадцати виртуальных установок, отличающихся друг от друга величинами n, m и структурой имитаторов твэлов (таблица 4.1) [26-28, 88] и имеющих 531 объем, 559 соединений и 523 тепловых структур. Объем теплоносителя был одинаковый во всех установках и равен таковому в ИСБ-ВВЭР (таблица 4.2).
Расчетное исследование выполнялось, в том числе, применительно к модели «идеализированной» установки ИСБ-ВВЭР (установка 1), не имеющей металлоконструкций и металлических стенок элементов. Однако, для обеспечения возможности выполнения расчета, в тепловых структурах, описывающих теплообмен между первым и вторым контурами в теплообменных трубках ПГ, а также в тепловых структурах, описывающих теплообмен в имитаторах твэлов (полые трубки из нержавеющей стали с прямым обогревом) толщина стенки задавалась равной предельно малой величине (1-Ю"5 м).
В наборах входных данных расчетных моделей задавались зависимости теплофизических свойств (удельная теплопроводность и удельная изобарная теплоемкость) структурных составляющих имитаторов твэлов от температуры. Остальные характеристики набора входных данных для всех виртуальных устано- вок соответствовали характеристикам ИСБ-ВВЭР.
Исследовались режимы в диапазоне течей теплоносителя от 0.5 до 30% из модели НКР виртуальных установок (таблица 4.2). Имитировалась разгерметизация холодного трубопровода вблизи места подключения его к корпусу реактора. Истечение теплоносителя в расчетах моделировалось через клапан, соединяющий первый контур установки с атмосферой. Каждому заданному размеру течи теплоносителя соответствовало определенное проходное сечение клапана. КД подключался к аварийной петле. Исходное состояние исследуемых режимов соответствовало номинальным параметрам РУ с ВВЭР-1000 (таблица 4.3). Сценарий режимов и граничные условия
В момент времени т = 0 с открывалась линия течи. При давлении теплоносителя, равном Р = 15,0 МПа имитировалось срабатъшание аварийной защиты реактора: электрическая мощность в модели A3 снижалась соответственно снижению мощности в РУ (таблица 4.4Одновременно с аварийным снижением мощности в A3, ПГ отсекались от пара и питательной воды. При давлении теплоносителя, равном Р = 8,82 МПа, отключались циркуляционные насосы. Чтобы исключить влияние на теплогидравлические процессы фактора, изменяющего условия теплообмена в первом контуре, в режимах не имитировалась работа активной и пассивной САОЗ. Критерием завершения расчетов являлся разогрев имитаторов твэлов до температуры 1200С - нормативно установленного предельно-допустимого значения по условиям безопасности РУ с ВВЭР-1000. Результаты расчетов режимов с размерами течей 0,5; 1,0; 1,5; 2, 2,4; 3,8; 5,5; 6,7, 11, 17, 30% были проанализированы по степени влияния тепловых по терь и аккумулированной теплоты на теплогидравлические процессы. Были выявлены характерные (реперные) размеры течей (0,5, 2, 6,7, 11, 17, 30%), при которых наиболее значительно проявлялся характер поведения основных режимных параметров. Применительно к данным размерам течей ниже представлены полученные расчетные результаты: по давлению теплоносителя (рисунки 4.7 -4.15) и по температуре имитаторов твэлов (рисунки 4.16- 4.26). Давление теплоносителя. Из рисунков 4.7а - 4.7е видно, что влияние аккумулированной теплоты и тепловых потерь на характер изменения давления теплоносителя (далее, давления) в исследованном диапазоне (от 0,5 % до 30 %) проявляется: при течи 0,5% - максимально, при малых (от 0,5 до 2.4%) течах - значительно, при течах от 2,4 до 17% - оно уменьшается и при течах от 17 до 30% -минимально. Максимальная разница абсолютных значений давления в установках при 0,5% течи составила 41%, а при 30% течи - 9%. Только в режиме с минимальной (0,5%) течью (рисунок 4.7а) кривые изменения давления четко разделились на группы в соответствии с величиной m установок: группа 1 - установка 1, группа 2 - установки 2, 2а, 3, группа 3 - установки 5,9,10,12а, группа 4 - установки 6,7,8,12Ь, группа 5 - установки 4,7а, 11, 12,13. Отсутствие тепловых потерь (т = 0) в установках 1, 2, 2а, 3, 5, 9, 10, 12а трех первых групп 1,2,3 с разными значениями п (рисунки 4.7,4.13) обусловило повышение давления после его резкого снижения в начале истечения теплоносителя. При этом, в установках с меньшим n = VMCT. / Vrenn имеет место более высокий "подъем" давления из-за более интенсивной генерации пара, чем в установках с большим п. Продолжительность режима в этих установках меньше, так как большая часть выделяемой в A3 теплоты передается теплоносителю и приводит к более быстрому, по сравнению с установками, имеющими большее п, разогреву имитаторов твэлов.
