Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Обзор исследований вибраций ТВС и ВКУ энергетических реакторов с водой под давлением 15
1.1. Вибрационные исследования на крупномасштабных стендах 17
1.2. Исследования вибрационных характеристик элементов ЯЭУ 21
1.3. Аномалии, обусловленные вибрациями ВКУ и ТВС 24
1.4. Анализ причин, выхода из строя ТВС 25
1.5. Выводы к главе 1 32
Глава 2. Теоретические основы совершенствования акустических моделей и расчета параметров акустических колебаний теплоносителя 34
2.1. Методика расчета интегральной скорости звука в парогенерирующем канале 36
2.2. Описание программы «Sound» 40
2.3. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при отсутствии кипения теплоносителя 42
2.4. Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при кипении теплоносителя 44
2.5. Определение добротности, полосы пропускания и коэффициента затухания 47
2.6. Выводы к главе 2 52
Глава 3. Анализ результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС 53
3.1. Средства измерений 53
3.2. Анализ результатов измерений вибраций крышки реактора 56
3.3. Исследование причин аномального роста вибраций в ВКУ ПГ 58
3.4. Идентификация причин роста интенсивности СПМ сигналов от датчиков давления теплоносителя установленных на выходе из реактора 61
3.5. Выводы к главе 3 68
Глава 4. Определение области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в реакторах типа ВВЭР 69
4.1. Исходные данные для расчета области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1200, ВВЭР-1700 69
4.2. Анализ результатов расчета области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в реакторах типа ВВЭР 73
4.3. Выводы к главе 4 76
Глава 5 Прогнозирование режимов работы АЭС вызывающих рост вибраций ТВС с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5» 77
5.1. Описание программного комплекса «РАДУГА 7.5» 77
5.2. Анализ причин аномального роста вибраций в A3 80
5.3. Определение средней температуры в A3 81
5.4. Методика построения картограмм активной зоны с указанием числа и места расположения ТВС, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем 86
5.5. Расчет величины полосы пропускания 91
5.6. Оценка доли ТВС с повышенным уровнем вибрации при работе реактора на (100— 104)%NHOM 97
5.7. Методы предотвращения попадания ТВС в область температур теплоносителя соответствующую полосе пропускания СЧКДТ 99
5.8. Выводы к главе 5 101
Выводы 102
Список литературы 103
- Исследования вибрационных характеристик элементов ЯЭУ
- Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при кипении теплоносителя
- Идентификация причин роста интенсивности СПМ сигналов от датчиков давления теплоносителя установленных на выходе из реактора
- Анализ результатов расчета области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в реакторах типа ВВЭР
Введение к работе
Известно, что на стадии проектирования первого поколения ВВЭР воздействие гидродинамических возмущающих сил на оборудование недооценивалось и, соответственно, не было уделено достаточного внимания вопросам взаимодействия колебаний теплоносителя с проектируемым оборудованием. Известны и первые последствия такого «недоучета», а именно при ревизии оборудования после его обкатки, на этапе ввода в действие головного реактора ВВЭР-1 на Нововоронежской АЭС было обнаружено, что произошли повреждения сетчатых фильтров во входных коллекторах парогенераторов, а также швов приварки граненого пояса «корзины» реактора [1,2].
Проблема взаимодействия колебаний теплоносителя и оборудования на этом этапе недооценивалась во всем мире. Следствием этого стали, не получившие своевременного объяснения, внезапные повреждения из-за вибраций, вызванных колебаниями теплоносителя основного и вспомогательного оборудования АЭС с ВВЭР и с их зарубежными аналогами PWR[3].
Актуальность работы
Безопасность АЭС в связи с планируемым увеличением количества вводимых энергоблоков и существенным повышением доли выработки электричества на АЭС (до 23% к 2020г.) остается основным критерием при проектировании, изготовлении, вводе в эксплуатацию и эксплуатации оборудования АЭС. Более высокие требования предъявляются к оборудованию 1-го контура, в связи увеличением срока службы АЭС и предстоящей работой энергоблоков в маневренных режимах. В условиях возрастающей продолжительности работы в переходных режимах, связанных с участием АЭС в суточном регулировании нагрузки в сравнении с эксплуатацией на постоянном уровне мощности возникнут дополнительные низко-цикловые термические нагрузки и высоко-цикловые
нагрузки на оборудование. В числе главных задач в этих условиях является задачи прогнозирования, выявления и предотвращения условий эксплуатации, приводящих резонансному взаимодействию акустических колебаний теплоносителя и вибраций оборудования. Наиболее остро эти задачи возникают при разработке новых модификаций ТВЭЛ и ТВС.
Среди исследований направленных на повышение надежности и безопасности эксплуатации основного оборудования 1-го контура, особую роль занимают исследования виброакустических резонансов конструктивных элементов ВКУ и ТВС и потока теплоносителя. Результатом такого взаимодействия могут быть усталостные разрушения элементов ВКУ и ТВС и разгерметизация ТВЭЛ.
Для отстройки от резонансов необходимо располагать ВАЛ, как оборудования, так и циркулирующего теплоносителя. Однако в настоящее время таких паспортов нет. Ввиду этого разработка методического обеспечения для построения АПТ, как в отдельных компонентах оборудования, так и системе первого контура в целом, является актуальной задачей.
В настоящее время эта задача осознана в странах, активно развивающих ядерную энергетику. Однако, ее решение не возможно ввиду отсутствия адекватных акустических первого контура АЭС с ВВЭР и отсутствия, научно обоснованных методик построения АПТ.
В отчете о деятельности Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору в 2004 году указывается: "Опыт эксплуатации АС с отечественными реакторами ВВЭР показывает, что надёжная и безотказная работа ТВЭЛов в течение полного проектного срока, соответствующего нормам и технологиям, обеспечивается не в полной мере". Повышенные вибрации неоднократно являлись причиной отказов ТВС по механизмам усталостных разрушений либо виброизноса элементов ТВС, что приводило к досрочной выгрузке топлива и большим экономическим потерям.
По современным оценкам ущерб от суточного простоя энергоблока с электрической мощностью 1000 МВт достигает нескольких сотен тысяч Евро.
Опыт показывает, что уровень вибраций ТВС зависит от режима эксплуатации АЭС и в штатных условиях, как правило, не превышает нормативного уровня. Однако это означает только то, что конструктор гарантирует лишь проектную прочность конструкции, но игнорирует влияние роста уровня вибраций, наблюдающегося в ряде режимов, на увеличение интенсивности деградации материала из-за фреттинг-коррозии (ФК). Поэтому, даже для таких надежных реакторов как PWR и ВВЭР проблему обеспечения надежности ТВЭЛ и ТВС нельзя считать решенной и удовлетворяющей современным требованиям эксплуатации АЭС на переменных уровнях мощности, и увеличения кампании топлива. Интенсивность износа защитной оболочки ТВЭЛ при ФК возрастает при виброакустическом резонансе (ВАР), при котором частоты вибраций ТВЭЛ и/или ТВС попадают в полосу пропускания (ПП) акустических колебаний теплоносителя в активной зоне (A3) реактора. Частота акустических колебаний теплоносителя в A3 зависит от величины скорости звука в теплоносителе и от геометрических размеров A3. Известно, что скорость звука в теплоносителе A3 резко уменьшается при наличии в нем паровых и газовых пузырьков. Однако этот фактор в проектно-конструкторских материалах не рассматривается. ВАР оказывается, при отсутствии результатов прогнозирования режима его появления, скрытым для конструкторов и проектировщиков, разработчиков программы пуско-наладочных работ и для эксплуатационного персонала АЭС. Этим объясняется необходимость дополнения существующих нормативных материалов и инструкций новыми требованиями, предусматривающими меры предотвращения ВАР.
Проблема выявления и устранения причин аномальных вибраций ТВС является актуальной для всех стран, имеющих АЭС, т.к. от ее решения
зависит срок службы ТВС, возможность увеличения кампании топлива, совершенствование топливного цикла и, как следствие, сокращение объемов радиоактивных отходов, подлежащих переработке и захоронению. Кроме того, сокращение количества дефектных ТВЭЛов приведет к уменьшению количества инертных газов, выбрасываемых в атмосферу.
Цель диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования виброакустических резонансов ВКУ, ТВС, ТВЭЛ с теплоносителем и предотвращения условий, приводящих к их возникновению.
Научная новизна работы:
Впервые определены значения добротности и полосы пропускания для однофазных и двухфазных потоков, в различных модификациях ЯЭУ типа ВВЭР.
Теоретически обосновано и экспериментально подтверждено существование области изменения собственных частот колебаний давления теплоносителя, в которой имеет место резонанс акустических колебаний теплоносителя с конструкциями.
Проведено научное обоснование методик построения АПТ.
Получены результаты расчетного определения величин скорости звука в теплоносителе при работе реактора и по их величинам выполнена идентификация причин возникновения аномального увеличения пульсаций теплоносителя и виброускорений при их измерении на действующем блоке ВВЭР-1000.
5. Получены результаты прогнозирования виброакустических резонансов
ТВС и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР — 1000.
Степень достоверности подтверждается использованием
математических методов теории колебаний, общей акустики, электромеханических аналогий. Использованием экспериментальных
данных полученных при проектом вибродинамическом контроле РУ В-320. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о механизмах динамического взаимодействия потока текучей среды с конструкцией.
Практическая ценность диссертационной работы заключается в разработке методов и алгоритмов прогнозирования возникновения и предотвращения на стадии проектирования и эксплуатации виброакустических резонансов теплоносителя с ВКУ, ТВС и оборудованием первого контура АЭС с ВВЭР.
Личное участие автора в получении результатов диссертации заключается:
1. В подготовке расчетных и экспериментальных исходных данных для
доказательства существования добротности и полосы пропускания в
акустических контурах РУ, образованных однофазными и двухфазными
потоками теплоносителя.
В разработке усовершенствованных, путем учета гидравлических сопротивлений, акустических моделей оборудования первого контура и методик расчета акустических параметров теплоносителя.
В получении результатов, подтверждающих соответствие расчетных оценок собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания экспериментальным данным, полученным при измерениях на АЭС с ВВЭР-1000.
В разработке методики построения АПТ, в активной зоне ВВЭР-1000.
5. В получении результатов прогнозирования режимных условий роста
вибраций ТВС, а также числа и места расположения ТВС, находящихся в
зоне виброакустических резонансов с теплоносителем активной зоны
реактора в различных переходных режимах работы АЭС с ВВЭР - 1000.
Положения, выносимые на защиту:
1. Усовершенствованные методики и алгоритмы расчета акустических
параметров теплоносителя, собственных частот колебаний давления
теплоносителя, добротности и полосы пропускания.
2. Методики расчета и количественные оценки акустических параметров
теплоносителя в активной зоне ВВЭР -1000 с учетом наличия в нем паровой
фазы.
Результаты расчета собственных частот колебаний давления теплоносителя, добротности и полосы пропускания, для различных модификаций ЯЭУ типа ВВЭР.
Результаты прогнозирования (по разработанным методикам и алгоритмам и с использованием программного комплекса «РАДУГА 7.5») виброакустических резонансов ТВС и теплоносителя в переходных режимах работы РУ ВВЭР-1000.
Апробация работы. Основные результаты проведенных исследований представлены на ряде семинаров и конференций: 4-ой региональной научно-практической конференции «Состояние, перспективы строительства и ввода в эксплуатацию энергоблоков Ростовской АЭС. Безопасная эксплуатация энергоблоков АЭС» (г. Волгодонск, 2009); международном семинаре «Вода и пар сверхкритических параметров в атомной энергетике: проблемы и решения» (г. Москва, 2008); 6-ой, 7-ой Курчатовской молодежной научной школе (г. Москва, 2008, 2009); 12-ой международной научно-инновационной конференции студентов, аспирантов и молодых специалистов «Полярное сияние 2009», «Ядерное будущее: технологии, безопасность и экология», (г. Санкт-Петербург, 2009); 14-ой, 15-ой, 16-ой международной научно-техническая конференции «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика» (г. Москва, 2008, 2009, 2010); 6-ой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (г. Подольск, 2008); 1-ой Евроазиатской выставки и
конференции (г. Екатеринбург, 2010) The 7th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Operation and Safety (Seoul, Korea, 2008); Sixth American Nuclear Society International Topical Meeting on Nuclear Plant Instrumentation, Control, and Human-Machine Interface Technologie NPIC&HMIT (Knoxville, Tennessee, 2009); The Nuclear Fuel Cycle: Sustainable Options & Industrial Perspectives (Global 2009 Paris, France); International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09 Tokyo, Japan).
В первой главе проведен обзор работ по исследованиям вибраций реакторного оборудования, а также обзор топливных аварий на АЭС. Обоснована актуальность работы. Показано, что основными причинами выхода из строя ТВС являются истирание ТВЭЛ в местах соприкосновения с дистанционирующей решеткой, что проблема надежности ТВС не решена окончательно, особенно в условиях работы АЭС в переходных режимах. Остается большое число не идентифицированных причин выхода из строя ТВС.
Во второй главе разработаны усовершенствованные акустические модели для анализа параметров акустических колебаний в активной зоне реактора ВВЭР-1000. Приведен алгоритм расчета частот акустического резонанса в активной зоне ВВЭР-1000 при кипении теплоносителя, а также разработана методика определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.
В третьей главе проводится обоснование некоторых аномальных режимов обнаруженных при анализе результатов вибродинамического контроля ГЦК реакторной установки В-320 блока №1 Ростовской АЭС с использованием разработанных методик определения добротности потока теплоносителя и полосы пропускания.
Показано, что результаты анализа являются подтверждением того, что интенсивность вибраций резко возрастает при возникновении виброакустического резонанса, в тех случаях, когда его частота совпадает с частотой вращения насоса или кратной ей.
В четвертой главе представлены результаты расчета СЧКДТ, добротности потока теплоносителя, полосы пропускания для активной зоны различных типов ВВЭР. Показано, что отличие собственных частот колебаний макета ТВС-2М от расчетных значений области виброакустических резонансов в активной зоне ВВЭР-1000 подтверждает высокую эксплуатационную надежность этих реакторов.
Показано, что использование УТВС ВВЭР-1000, ТВС-2М ВВЭР-1000 и ТВС ВВЭР-1500 в номинальном режиме работы ВВЭР-1200 и ВВЭР-1700 на сверхкритических параметрах теплоносителя может сопровождаться их повышенными вибрациями.
В пятой главе проводится прогнозирование переходных режимов работы РУ ВВЭР - 1000 приводящих к росту уровня вибраций ТВС при помощи программного комплекса «РАДУГА 7.5». Смоделированы некоторые переходные процессы, при которых возникают непроектные вибрации ТВС. Приведены расположения ТВС, подверженные вибрациям в рассмотренных режимах. Предложены методы воздействия на параметры теплоносителя с целью предотвращения попадания ТВС в неблагоприятный режим работы или минимизации доли ТВС, попавших в неблагоприятную область.
Исследования вибрационных характеристик элементов ЯЭУ
В настоящее время применение методов и средств технической диагностики на АЭС рассматривается в качестве едва — ли не последнего резерва для существенного повышения безопасности, надежности и экономической эффективности эксплуатации ЯЭУ. Эти цели достигаются за счет: обнаружения дефектов на ранних стадиях развития аварии; определения первопричины нарушения при обнаружении отказа; прогноза развития нарушения и аварии; выдачи рекомендаций оператору по оптимизации управляющих воздействий при локализации и устранении аварии. Эти функции должны выполняться комплексно при помощи следующих взаимно дополняющих способов диагностики: режимной, базирующейся на статистико-логической обработке сигналов и скоростей их изменения; шумовой, основанной на анализе случайной компоненты штатных и специальных датчиков. Метод виброакустического контроля и диагностики оборудования, используемый на АЭС с реакторами типа ВВЭР, основан на сопоставлении результатов оперативного контроля с эталонными спектрами виброакустических сигналов от оборудования, полученными предварительно для различных режимов эксплуатации реакторной системы.
Составление эталонных карт спектров шумов занимает большое количество времени и весьма трудоемко. Поэтому наиболее привлекательным является разработка теоретических методов расчета характерных линий в спектре шумов, которые позволили бы создать эталонные карты для различных систем. Такими характерными линиями в спектре шумов являются собственные частоты колебаний теплоносителя. Методы режимной диагностики основаны на разработке алгоритмов логической обработки сигналов, позволяющих определить факт нарушений, вызвавшие их причины, выдавать советы оператору по ведению технологического процесса.
Методы шумовой диагностики требуют разработки математических моделей, позволяющих теоретически рассчитывать параметры шумов различного происхождения (тепловых, гидравлических, механических и т.д.)
Большой вклад в создание отечественных методов виброшумовой диагностики, внесли Г.В. Аркадов, В.И. Павелко, А.И. Усанов, Б.М. Финкель, B.C. Федотовский, Т.Н. Верещагина, Д.Ф. Гуцев, С.А Морозов, В.И. Митин, В.У.Хайретдинов.
Шумовая диагностика проводится как по показаниям штатных датчиков (в ряде случаев дополненными специальными вторичными приборами и измерительными каналами), так и по показаниям специальных датчиков. Однако эффективному применению средств шумовой диагностики в настоящее время препятствует отсутствие необходимых данных по виброакустическим характеристикам оборудования и акустическим характеристикам теплоносителя. Для устранения этого препятствия требуется проведение работ по натурным и стендовым испытаниям всех ответственных элементов ЯЭУ и создание на этой основе соответствующих ВАЛ и АПТ, а также для более полного раскрытия сущности диагностируемого процесса необходима разработка математических моделей, описывающих развитие аномалий (нарушений). Применение таких моделей позволяет интерпретировать информацию от контрольно-измерительной аппаратуры, создать методы, выявляющие аварию на более ранних стадиях и с более высокой достоверностью, осуществить прогноз развития складывающейся ситуации, оптимизировать действия персонала по предотвращению нежелательного развития аварийной ситуации.
Учитывая, что одними из наиболее вероятных аварий являются малые и средние течи и аварии, сопровождающиеся вскипанием теплоносителя, приоритетное место в разрабатываемых средствах их раннего обнаружения занимают акустические методы. В настоящее время большое внимание уделяется использованию вибро - акустической диагностики.
Использование вибро-акустического контроля для диагностики состояния оборудования АЭС с ВВЭР впервые в СССР было начато на Ново-Воронежской АЭС [4]. Основная идея этого метода заключается в сравнении вибро-акустических характеристик рабочего режима со стандартными диаграммами шумового спектра (с эталоном). Имеющиеся исследования шумовых сигналов на действующих АЭС позволяют выяснить некоторые закономерности формирования спектральных характеристик сигналов пульсаций давления теплоносителя. К наиболее важным работам в этом направления относятся [5-20].
Из всего множества проведенных работ в России, связанных с вибрационными исследованиями с применением крупномасштабных моделей, наиболее значимые были проведены на стендах опытного конструкторского бюро ФГУП ЗАО «Гидропресс». Применяемые модели ФГУП ЗАО «Гидропресс» включали как упрощенные методические модели масштаба 1:40 так и полномасштабные модели, и фрагменты натурного оборудования, что позволяло решать задачи связанные как с исследованием механизмов возбуждения колебаний, так и с обоснованием вибропрочности проектных решений.
Примером крупномасштабных систематизированных работ служит работа по исследованию вибрационных характеристик и напряжений в элементах реактора ВВЭР-440 с применением модели реактора масштабом 1:4,45 [21]. Одной из основных задач этой работы являлось определение вибрационных характеристик ВКУ (собственных частот, форм и декрементов колебаний) на воздухе и в жидкости. Примером вибрационного исследования фрагментов натурного оборудования является работа, проведенная ФГУП ЗАО «Гидропресс» при испытаниях поперечной вибрации (рисунок 1.1) и продольной вибрации (рисунок 1.2) различных макетов ТВС на стенде-стапеле [22]. Анализируя собственные и вынужденные колебания на основании данных, полученных в ходе стендовых испытаний, осуществляется возможность построения модальной модели ТВС, позволяющей определять влияние конструктивных модификаций или предсказывать поведение конструкции в рабочих условиях.
Разработка алгоритмов расчета частот акустического резонанса в активной зоне реактора при кипении теплоносителя
На рисунке 3.8 показаны аномальные высокие значения СПМ сигналов от датчика пульсации давления в режиме №3 по сравнению с СПМ представленными на рисунках 3.7, 3.9.
Из рисунка 3.8 видно, что наибольшая интенсивность пульсаций давления теплоносителя в СПМ наблюдаются при частотах 2,7 Гц; 5,4 Гц и 22,5 Гц. Поскольку ни одна из этих частот не является кратной или комбинационной частотой пульсаций давления теплоносителя, обусловленным вращением ГЦН, можно предположить, что колебания давления на этих частотах создаются внутренними источниками возмущений.
В [32] указанно, что собственная частота колебаний шахты активной зоны равна 22,2 Гц, а одна из собственных частот колебаний ТВС примерно равна 5,4 Гц. Эти данные позволяют предположить, что причиной возникновения колебаний теплоносителя на частоте 5,4 Гц являются вибрации ТВС, а на частоте 22,5 Гц - вибрации шахты активной зоны.
Для исследования причин появления аномально высоких пульсаций давления на частоте равной 2,7 Гц была использована гипотеза возникновения параметрического резонанса акустических колебаний в реакторе. Расчеты показывают, что при массовом значении паро - газо -содержании в теплоносителе порядка Х=10"5 в смежных акустических контурах имеет место двукратное отношение частот колебаний давления теплоносителя. Первый из этих контуров теплоносителя образован, согласно обозначениям на рисунке 2.3, активной зоной (участок 4). Второй контур состоит из активной зоны (участок 4), опускного участка (участок 2), участка под активной зоной реактора (участок 3). СЧКДТ ВВЭР-1000 равная 11,3 Гц в [32] определена как первая корпусная акустическая стоячая волна. Известно, что образование газовой фазы продуктов радиолиза воды обусловлено кипением теплоносителя. Поскольку кипение теплоносителя в активных зонах реакторов ВВЭР и PWR в условиях нормальной эксплуатации отсутствует, принято считать, что в пределах активной зоны теплоноситель однофазный. Однако данные измерений первой корпусной акустической стоячей волны при работающем реакторе, как показали наши расчеты СЧКДТ в активной зоне, соответствуют двухфазному состоянию теплоносителя.
Акустический контур активной зоны представляет собой колебательную систему с переменной податливостью, меняющейся по синусоидальному закону [49]. Такое изменение податливости обусловлено синусоидальным характером изменения давления, следствием которого является соответствующее изменение нейтронного потока. В результате периодического изменения нейтронного потока происходит периодическое изменение переменной составляющей концентрации газовой фазы в теплоносителе, которое и приводит к периодическому изменению акустической податливости в указанных колебательных контурах. Этими закономерностями и обусловлено появление в колебательном контуре переменной составляющей податливости изменяющейся с той же частотой, с которой происходят колебания давления в теплоносителе активной зоны. Проведем оценку частот собственных колебаний теплоносителя в комбинированном контуре, образованном участками 2,3,4 и участком 4 (см. рисунок 2.3).
Для проведения расчетных оценок рассмотрим следующие режимы: Режим № 3 Р=16 Мпа, tBX = 285 С; W = 314 С; Режим № 4 Р=16 МПа, tBX = 284 С, tBbIX = 301 С; Режим № 5 Р=16 Мпа, tBX = 287 С; tBbIX = 318 С; Результаты оценок представлены в таблице 3.2. Проведенные расчеты показывают, что при теплофизических параметрах теплоносителя в режиме № 3 и массовом газосодержании Х=10"4 скорость звука в теплоносителе активной зоны равна 119 м/ с, а соответствующая ей величина СЧКДТ в первом акустическом контуре (участок 4) равна 5,4 Гц, а во втором акустическом комбинированном контуре (участок 2,3,4) - 2,7 Гц.
В указанных колебательных контурах отношение частот равно двум, что приводит к двукратному изменению акустической податливости в контуре 2 за один период его колебаний, т.е. одно из условий параметрического резонанса выполняется. Однако величина модуляции податливости слишком мала по сравнению с критическим значением, по достижении которого возникает параметрический резонанс. Ввиду этого происходит лишь усиление колебаний давления на резонансных частотах в режиме № 3 по сравнению с режимами № 4 и № 5. Этот вывод подтверждается результатами измерений, приведенными на рисунках 3.7-3.9. Для исследования причин появления аномально высоких пульсаций давления на частоте равной 5,4 Гц проведен расчет СЧКДТ, добротности и полосы пропускания для участка 4 (см. рисунок 2.3). Результаты расчета СЧКДТ, добротности и ГГП в режимах № 3, № 4, № 5 представлены в таблице 3.3. Представленные значения скоростей звука для рассматриваемых режимов (таблица 3.3) являются расчетными.
Идентификация причин роста интенсивности СПМ сигналов от датчиков давления теплоносителя установленных на выходе из реактора
Реализованные в ПК «Радуга-7.5» математические модели являются развитием методик аттестованного ГАН РФ программного комплекса «Радуга-5» [56].
Автор диссертационной работы считает своим долгом выразить благодарность доктору технических наук Кавун О.Ю. в предоставлении необходимой информации и выпускнику кафедры АЭС МЭИ (ТУ) Белкину А.В. принимавшему участие в получении результатов приведенных в данной главе диссертации.
В ПК «Радуга-5» предусмотрена возможность лишь упрощенного моделирования второго контура. Для возможности более гибкого моделирования второго контура в ПК «Радуга-7.5» встроена программа ТРР (Thermal Power Plant) [57], разработанная в НПЦ «Приоритет» АО МОСЭНЕРГО и предназначенная для моделирования теплогидравлических сетей произвольной конфигурации.
Для повышения точности решения уравнений нейтронной кинетики в программном комплексе «Радуга-7.5» разработана нейтронно-физическая модель активной зоны с более высокой детализацией расчетной области (семь расчетных узлов в поперечном сечении кассеты). В то же время сохранена методика решения уравнения нейтронной кинетики с одним расчетным узлом на кассету, входившая в состав аттестованного программного комплекса «Радуга-5».
Результаты верификации численной схемы показали, что при использовании модели с семью расчетными узлами на кассету для расчета полей энерговыделения в активных зонах со значительным градиентом плотности теплоносителя между кассетами получаем более точные расчетные значения по сравнению с результатами, рассчитанными по модели с одним расчетным узлом: в обычных кассетах — примерно в четыре раза, в кассетах с кластерами органов СУЗ - примерно в десять-пятнадцать раз.
При решении уравнения для запаздывающих нейтронов учитываются запаздывающие нейтроны до 21 группы. При расчете поглощения нейтронов используется трехмерная нестационарная модель распределения Хе, Sm и их ядер-предшественников. При моделировании полей энерговыделения учитываются трехмерные поля источников остаточных энерговыделений (до 30 групп), что позволяет использовать стандарт ANSI по расчету остаточных энерговыделений. Поля энерговыделения рассчитываются путем определения среднего числа делений в поперечном сечении ТВС. Для расчета нейтронно-физических сечений производится интерполяция библиотеки нейтронно-физических сечений, полученной по программам «Сапфир» [58] или WIMS [59]. Данные программы предназначены для нейтронно-физического расчета ячеек различного типа.
При описании процессов тепломассопереноса в качестве исходных уравнений используются одномерные нестационарные уравнения сохранения массы, энергии и количества движения.
Тешюгидравлическая модель реализована в приближении гомогенной несжимаемой жидкости. Система дифференциальных уравнений аппроксимируется системой конечно-разностных уравнений. Система уравнений движения решается полунеявным методом. Уравнение энергии -балансным методом. Уравнения теплопроводности решается как балансным методом, так и методом конечных разностей.
Замыкающие соотношения для коэффициентов теплоотдачи, величина запаса до кризиса теплообмена, а таюке сопротивление гидравлического трения охватывают диапазон изменения режимных параметров в области назначения ПК и определяются по программе АЛЬФА [60].
Теплофизические свойства воды и водяного пара определяются по программе ВОДА [61]. Таблицы свойств программы ВОДА расширены до параметров теплоносителя в закритической области вплоть до давления в 500 бар.
Гидравлическая модель активной зоны реакторной установки представлена системой шестигранных параллельных каналов, расположенных в соответствии со схемой загрузки активной зоны. Над каждой кассетой могут быть расположены индивидуальные тяговые трубы (в соответствии с моделью ACT). Все кассеты активной зоны в модели представляются правильными шестигранниками с одинаковым размером «под ключ». Всего предусмотрено до 100 типов кассет, отличных по нейтронно-физическим и теплогидравлическим характеристикам.
Перетекание теплоносителя между соседними кассетами не учитывается. Активная зона в расчетной области достраивается до правильного шестигранника. Недостающие кассеты заменяются кассетами, имитирующими отражатель, и используются для задания расхода протечки через активную зону. Предусмотрена возможность учета мощности выделяемой непосредственно в замедлителе.
Для описания процессов тепломассопереноса в активной зоне используется модель тепловыделяющей сборки со средними по сечению параметрами теплоносителя и эквивалентным ТВЭЛом. Теплообмен теплоносителя с внутризонными конструкциями не учитываются.
Процессы теплопередачи в ТВЭЛах описываются уравнением теплопроводности для многослойного (топливо, газовый зазор, оболочка) сплошного или полого цилиндрического стержня с внутренними источниками тепла, равномерно распределенным по сечению топлива. Теплофизические свойства топлива, оболочки и газового зазора определяются с учетом зависимости от температуры или локального теплового потока. Программа ТРР позволяет моделировать тепловые сети произвольной конфигурации, использующие в качестве теплоносителя воду, водяной пар и пароводяную смесь. При этом предусмотрено моделирование теплофизических процессов в трубопроводах, прямоточных теплообменниках, конденсационных теплообменниках, парогенераторах и барабанах-сепараторах, конденсаторах, деаэраторах и т.д. Предусмотрено моделирование процессов расширения пара (газа) и выработки механической мощности в ступенях турбин, а также процесса преобразования механической мощности в насосах, моделирование запорно-регулирующей арматуры и т.д.
Анализ результатов расчета области виброакустических резонансов теплоносителя и ТВС в реакторах типа ВВЭР
Практика эксплуатации АЭС показывает, что потоки рабочей среды вызывают механические колебания вибрации оборудования и его элементов. Эти процессы относятся к числу главных факторов, определяющих динамические нагрузки на оборудование, его срок службы и надежность. Наиболее опасно взаимодействие оборудования с потоком текучей среды в резонансной области колебаний механических элементов и потока. В настоящее время становится актуальным составление виброакустические паспортов АЭС. Для этого необходимо в различных эксплуатационных режимах при появлении аномалий определять частоты собственных колебаний оборудования, его элементов и их соединений, а также частоты собственных колебаний давления теплоносителя [48].
При наличии виброакустического паспорта АЭС могут быть разработаны методы и средства предотвращения условий возникновения резонансного взаимодействия оборудования и рабочего тела в эксплуатационных и аварийных режимах. Виброакустическая паспортизация АЭС целенаправленно не проводится, поскольку не является обязательной частью проектной и нормативной документации. Это объясняется сложностью моделирования колебательных процессов в реакторных установках (РУ). В настоящее время важные результаты получены в области моделирования и расчетов частот собственных колебаний конструктивных элементов оборудования РУ [62]. Одним из наиболее важных результатов работы является возможность расчета частоты акустических колебаний в активной зоне реактора ВВЭР-1000 в условиях однофазного и двухфазного теплоносителя. Использование результатов расчета частот собственных колебаний конструктивных элементов оборудования РУ и расчета СЧКДТ открывает возможность построения виброакустического паспорта РУ ВВЭР-1000. На основе известных вибрационных характеристик ТВС ВВЭР-1000 и акустических характеристик теплоносителя в активной зоне ВВЭР-1000 могут быть построены картограммы активной зоны с указанием числа и места расположения ТВС, находящихся в зоне виброакустических резонансов с теплоносителем. Ниже приведены методика построения картограмм и разновидности картограмм соответствующие заданным режимам эксплуатации. Необходимые для построения картограмм параметры теплоносителя получены в результате использования программного комплекса «РАДУГА 7.5».
В виду того, что в начале кампании пик энерговыделения из-за неравномерности плотности теплоносителя по высоте A3, будет смещен в нижнюю часть активной зоны реактора ВВЭР - 1000, а к концу кампании, (в виду того, что количество выгоревшего топлива в нижней части A3 будет больше) пик тепловыделения будет смещен в верхнюю часть активной зоны реактора эти факторы, позволяют говорить о достаточно сложном и изменяемом во времени поле энерговыделения.
В отчете [45], приведены температуры теплоносителя на входе и на выходе из реактора, на момент начала кампании. Потому для сопоставления данных измерения приведенных в отчете [45], ПК «Радуга ЭУ» был актуализирован на начало кампании.
Для случая с одним отключенным ГЦН приведем на рисунке 5.4 параметры теплоносителя в петлях РУ ВВЭР-1000 определены с учетом того, что при отключении одного или нескольких ГЦН происходит обратный ток теплоносителя по отключенной петле. Это приводит к подмешиванию в верхнюю камеру смешения теплоносителя с более холодной температурой. Поэтому на выходе из реактора, температура ниже, чем средняя на выходе из активной зоны.
При одном отключенном ГЦН (рисунок 5.4), имеет место обратный ток теплоносителя через петлю с отключенным ГЦН, который поступает в верхнюю камеру смешения (ВКС) из-за разности давления между ВКС и нижней камере смешения (НКС) ВВЭР-1000, в результате гидравлического сопротивления A3.
Как показано на рисунке, в ВКС из отключенной петли в виду обратного тока теплоносителя поступает вода с температурой 276,7С. Что при смешивании с теплоносителем, поступающим непосредственно из A3, и перемешивании в ВКС понижает его температуру, и на выходе из реактора имеем температуру равную 312,6 С, что ниже чем средняя температура на выходе из A3.
При отключении двух ГЦН, суммарный обратный поток теплоносителя, поступающего в ВКС, будет больше, чем в случае одного отключенного ГЦН. При использовании программного комплекса «Радуга ЭУ» получены результаты расчета параметров теплоносителя первого контура для режимов работы при мощности 104% N ном и работе 4 ГЦН, на мощности 50% N ном и 3 работающих ГЦН, а также на мощности 30% N ном и 2-х работающих ГЦН. Результаты расчетов приведены в таблице 5.1.
Данные, приведенные в таблице 5.1 соответствуют стационарным режимам. Приведенные в таблице результаты отражают влияние потока теплоносителя на среднюю температуру в активной зоне, в случае работы 4, 3 и 2 ГЦН с учетом того, что в случае отключения одного, или нескольких ГЦН, в тех петлях, в которых ГЦН не работает, будет иметь место обратный ток теплоносителя.
Задача ограничения времени пребывания СЧКДТ в полосе пропускания относительно собственной частоты вибрации ТВ С или ВКУ решается поэтапно. На первом этапе проводится прогнозирование условий возникновения неблагоприятных режимов. На втором этапе проводится оценка продолжительности пребывания собственной частоты вибраций ТВС в полосе пропускания СЧКДТ.
