Содержание к диссертации
Введение
1 Естественная циркуляция как пассивный принцип отвода остаточного тепла и его реализация в проектных решениях АЭС нового поколения 6
1.1 Краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения 8
1.2 Обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ 21
1.3 Основные выводы 35
2 Экспериментальные исследования на интегральных стендах теплогидравлических процессов при длительном расхолаживании ВВЭР-640 через бассейн в авариях с потерей теплоносителя 36
2.1 Особенности конструкции и экспериментальные измерения интегральных стендов ИСТ(ЕЦ) и PACTEL 39
2.2 Результаты экспериментальных исследований на стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL процессов отвода остаточного тепла реактора через бассейн 50
2.3 Основные выводы 66
3 Математическое моделирование процессов нестационарной теплогидравлики в отдельных элементах оборудования контуров со свободным уровнем и естественной циркуляцией теплоносителя 68
3.1 Моделирование процессов нестационарной теплогидравлики в бассейнах со свободным уровнем 68
3.2 Моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере смешения 95
3.3 Адаптация разработанных программных средств в составе комплексных расчетных кодов 108
3.4 Основные выводы 108
4 Верификация РК КОРСАР по результатам экспериментов на интегральных стендах ИСТ (ЕЦ) и PACTEL при моделировании пассивного отвода остаточного тепла реактора на бассейновой стадии расхолаживания ПО
4.1 Расчетная схема модели аварийного контура отвода остаточного тепла реактора 112
4.2 Колебательная неустойчивость естественной циркуляции теплоносителя 114
4.3 Выпарной режим охлаждения активной зоны 117
4.4 Анализ влияния масштабных и конструктивных особенностей стендов ИСТ(ЕЦ) и PACTEL на характер ЕЦ в модели контура аварийного расхолаживания 118
4.5 Основные выводы 122
5 Анализ процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн при запроектных авариях с потерей теплоносителя 123
5.1 Теоретический анализ задачи 124
5.2 Постановка задачи численного моделирования процессов отвода остаточного тепла реактора при его расхолаживании через бассейн 128
5.3 Разрыв трубопровода горячей нитки ГЦК 129
5.4 Разрыв трубопровода холодной нитки ГЦК 133
5.5 Основные выводы 137
Заключение 138
Список использованных источников
- Обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ
- Результаты экспериментальных исследований на стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL процессов отвода остаточного тепла реактора через бассейн
- Моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере смешения
- Колебательная неустойчивость естественной циркуляции теплоносителя
Введение к работе
Современное развитие атомной энергетики требует дальнейшего повышения уровня ее безопасности. Один из основных путей реализации данного требования при создании АЭС нового поколения - широкое использование специальных систем безопасности, функционирование которых основано на пассивных принципах (без подвода энергии извне и вмешательства персонала).
Среди предлагаемых проектных решений наиболее используемыми в концепциях систем отвода остаточного тепла реактора являются следующие принципы: гравитационная подача теплоносителя, применяемая, как правило, на начальной стадии аварий с потерей теплоносителя, и естественная конвекция теплоносителя, - основной принцип отвода тепла на стадии длительного расхолаживания.
С целью сокращения времени до начала пролива запаса воды под действием гравитации, имеющего низкий порог давления срабатывания, необходима принудительная разгерметизация первого контура, т.е. создание искусственно большой течи. Это является концептуальным моментом проектного решения. При последующем процессе длительного расхолаживания работа систем пассивного отвода тепла, основанных на принципе естественной конвекции, происходит уже при низких параметрах теплоносителя - низкие давления и низкие массовые скорости циркуляции. Эти процессы до настоящего времени слабо изучены экспериментально, а расчетные коды, предназначенные для прогнозирования теплогидравлических характеристик реальных пассивных систем энергоблоков АЭС нового поколения, до сих пор в рассматриваемой области параметров не верифицированы. Все сказанное в равной степени относится к российскому проекту АЭС с ВВЭР-640, в котором реализованы принципиально новые решения по пассивному отводу остаточного тепла реактора к конечному поглотителю - атмосфере.
Для обоснования безопасности новых энергоблоков необходимо иметь надежный математический инструмент - расчетный код улучшенной оценки, который должен адекватно воспроизводить, в частности, теплогидравлические процессы при пассивном отводе остаточного тепла реактора, характеризующиеся низкими параметрами теплоносителя и значительной термической и механической неравновесностью двухфазного потока. Использование такого кода в расчетном анализе безопасности АЭС нового поколения совместно с экспериментальными исследованиями на интегральных
5 стендах позволит значительно повысить точность прогнозирования поведения объекта в аварийных ситуациях.
Целью данной диссертационной работы является изучение особенностей теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла
ВВЭР-640 в авариях с потерей теплоносителя и разработка программных средств для математического моделирования этих процессов с целью обоснования проектных решений в аспекте безопасности АЭС.
В первой, обзорной главе представлена краткая характеристика основных принципов пассивного отвода остаточного тепла реакторов нового поколения, там же представлен обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием естественной циркуляции теплоносителя.
Вторая глава посвящена детальному анализу результатов экспериментальных исследований на теплогидравлических стендах ИСТ(ЕЦ) (Россия) и PACTEL (Финляндия) процессов длительного расхолаживания ВВЭР-640 через бассейн в авариях с потерей теплоносителя.
В третьей главе изложены методики математического моделирования процессов в отдельных элементах оборудования, разработанные автором в процессе выполнения диссертационной работы, которые реализованы в программных комплексах PARNAS и КОРСАР.
В четвертой главе представлены результаты верификации кода КОРСАР применительно к области функционирования пассивных систем отвода остаточного тепла реактора на основе интегральных экспериментов, выполненных на стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL, в том числе и по результатам «сопоставительных» экспериментов, т.е. проведенных по идентичному сценарию на структурно подобных, но разномасштабных экспериментальных стендах.
В заключительной, пятой главе приведены результаты расчетно-теоретического анализа процессов отвода остаточного тепла ВВЭР-640 на стадии длительного расхолаживания реактора через бассейн при запроектных авариях с потерей теплоносителя.
Автор выражает глубокую признательность кандидату технических наук Волковой С.Н. за активное содействие и постоянное внимание к работе, кандидату технических наук Ефимову В.К. и инженеру Вербицкому Ю.Г. за сотрудничество и ценные советы при подготовке настоящей работы. Автор также благодарен всем своим коллегам по работе в НИТИ за сотрудничество на разных этапах работ.
Обзор выполненных экспериментально-теоретических исследований теплогидравлических процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ
Принципиальная схема системы СПОТ ГО /8/ представлена на рис. 1.8. Не вдаваясь в технические детали, рассмотрим основную идею конструкции 0 контура. Баки-охладители (короба) (1) распола р Принципиальная схема контура СПОТ ГО гаются в два ряда по окружности на наружной поверхности металлической защитной оболочки (4) контейнмента. Соединительными трубопроводами (3) они подключаются (как показано на рис. 1.8) к баку аварийного отвода тепла (БАОТ) (2). Проектное включение и работа системы при аварии осуществляется автоматически на пассивном принципе, использующем физические основы теплообмена. При повышении температуры в объеме гермооболочки происходит разогрев ее стенки и последующий разогрев воды в объеме охладителей. В замкнутом контуре возникает ЕЦ с отводом тепла к теплоносителю БАОТ. При достижении температурой теплоносителя в БАОТ значения температуры насыщения начинается процесс его выпаривания во внешнюю среду. Основной особенностью данного контура циркуляции является наличие в нем элементов, обладающих значительной тепловой инерцией. Это БАОТ и короба охладители, медленный темп разогрева и последующее выпаривание теплоносителя в которых позволяет практически в течение суток отводить тепло реактора без использования активных систем безопасности.
Система пассивного отвода тепла от парогенераторов (СПОТ ПГ) /9/ предназначена для расхолаживания реакторной установки (РУ) в режиме полного обесточивания АЭС, а также для совместного использования с другими системами РУ при проектных авариях с потерей теплоносителя 1-го контура. Каждый из 4-х независимых каналов СПОТ ПГ подсоединен к паровому и водяному объемам соответствующего парогенератора. Принципиальная схема конструкции на примере одного канала представлена на рис. 1.9. Теплообменник (2) постоянно погружен в охлаждающую воду бака аварийного отвода тепла (БАОТ) (3) (используется один бак для обеих систем - СПОТ ГО и СПОТ ПГ) и размещен выше ПГ (I), что обеспечивает естественную циркуляцию в контуре СПОТ: пар поднимается по подъемному паропроводу, конденсируется на
Принципиальная схема контура СПОТ ПГ внутренней поверхности теплообменника и в виде конденсата возвращается в объем ПГ. Таким образом, в рассматриваемом контуре естественной циркуляции расход теплоносителя определяется в первую очередь интенсивностью конденсации пара. В режиме ожидания трубопроводы и теплообменник СПОТ по тракту второго контура находятся под давлением пара ПГ: теплообменник и трубопроводы конденсата (до запорного клапана (5)) заполнены конденсатом, остальная часть контура заполнена паром. При аварийных ситуациях (прекращение подачи питательной воды в ПГ; потеря теплоносителя 1-го контура), в случае снижения давления в ПГ, происходит открытие запорной арматуры на пассивном принципе (обесточивание соленоида, удерживающего клапан в закрытом состоянии), и система приводится в рабочее состояние. Продолжительность работы системы в целом лимитируется запасом воды в баке БАОТ, который, как указывалось выше, после прогрева начнет выпариваться в атмосферу.
Как видно из представленного выше обзора, естественная циркуляция теплоносителя является наиболее широко используемым принципом, лежащим в основе пассивного отвода остаточного тепла реактора, особенно на заключительной, наиболее продолжительной стадии процесса. Причем, большинство из рассмотренных выше технических решений СПОТ используют в своей основе контура естественной циркуляции теплоносителя, которые можно разделить на два основных типа:
Первый - сток остаточного тепла из контура осуществляется через поверхность теплообменника: СПОТ активной зоны (АР600), аварийный конденсатор (SWR-1000), изолированный конденсатор (ESBWR-1200), СПОТ ПГ (ВВЭР-640).
Второй - остаточное тепло отводится непосредственно к включенному в состав контура большому объему теплоносителя со свободным уровнем: СПОТ ГО (ВВЭР-640), контур аварийного расхолаживания через бассейн или приямок (ВВЭР-640, АР600).
Контура второго типа, как правило, используются для расхолаживания на заключительной стадии аварий с потерей теплоносителя, когда в нижней части контейнмента после завершения пролива всех запасов теплоносителя формируется бассейн и организуется возможность поступления теплоносителя из этого бассейна в корпус реактора для обеспечения затопленного состояния активной зоны.
Обзор выполненных экспериментально теоретических исследований теплогидравличес-ких процессов при пассивном отводе остаточного тепла реактора с использованием ЕЦТ
Несмотря на относительно короткий срок с момента начала работ над проектами «пассивных» АЭС уже выполнен достаточно большой объем экспериментальных исследований в обоснование конструкторских решений, закладываемых в эти проекты.
Основными особенностями теплогидравлических процессов в области работы пассивных систем расхолаживания реактора являются: - низкие параметры теплоносителя (характерные для естественной конвекции низкие массовые скорости течения и низкое давление в системе (ниже значения 0.5 МПа)); - сложность конфигурации циркуляционных трасс и их разветвленность; - наличие в составе контура элементов, обладающих большой тепловой инерцией, таких как топливный и аварийный бассейны, определяющих общий темп процессов в системе; - наличие сжимаемого парогазового объема над уровнем теплоносителя (под крышкой реактора);
Результаты экспериментальных исследований на стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL процессов отвода остаточного тепла реактора через бассейн
Методически эксперименты на обоих стендах выполнялись следующим образом. При открытом воздушнике в крышке верхней камеры смешения циркуляционный контур (включая бассейны) заполнялся дистиллированной водой до нужного уровня, после чего вентиль воздушника закрывался. Далее устанавливалось положение запорной арматуры (открыто-закрыто) на трубопроводах контура в соответствии с исследуемой в эксперименте схемой отвода тепла, и ступенчато подавалась электрическая мощность на стержневую сборку имитатора активной зоны. После достижения заданного значения электрическая мощность на протяжении всего эксперимента поддерживалась практически постоянной. Эксперимент прекращался либо по достижении теплоносителем в бассейнах температуры насыщения, либо (в случае невосполняемой потери теплоносителя в модели реактора) при снижении уровня в ВКС до отметки верхнего среза имитатора активной зоны.
В табл. 2.6 представлен перечень экспериментов, выполненных на стенде ИСТ(ЕЦ). Как видно из этой таблицы, в экспериментах имитировались не только условия расхолаживания реактора при проектном функционировании элементов оборудования (серия № 1: эксперименты № 1, 2), но и условия запроектных режимов с наложением дополнительных отказов арматуры (серия № 2: эксперименты №3,4,5). Некоторые результаты экспериментальных исследований на стенде ИСТ(ЕЦ) в виде изменения во времени основных зарегистрированных в экспериментах параметров представлены в приложениях 1-5.
В экспериментах серии № 1 в зависимости от режимных параметров и гидравлических характеристик контура было установлено существование трех различных режимов естественной циркуляции: - «выпарной» режим с блокированием естественной циркуляции теплоносителя в контуре; - колебательный режим естественной циркуляции с низкочастотными колебаниями основных теплогидравлических параметров контура; - режим устойчивой естественной циркуляции.
Анализ результатов экспериментов показал, что существование указанных выше экспериментальных режимов на стенде ИСТ(ЕЦ) определяется тремя основными факторами: - паропроизводительностью модели активной зоны (мощностью теплоподвода); - термодинамическим состоянием теплоносителя (недогревом теплоносителя до температуры насыщения); - гидравлическим сопротивлением горячих ниток циркуляционного контура.
При высоких значениях мощности теплоподвода и гидравлического сопротивления горячих ниток контура реализуется «выпарной» режим отвода тепла. По-существу, «выпарной» режим соответствует предельному состоянию работы контура ЕЦ на спадающей ветви его статической характеристики (расход-мощность), когда движущий напор ЕЦ становится меньше гидравлического сопротивления тракта истечения пара, генерируемого в модели реактора. При этом расход теплоносителя в контуре становится практически равным нулю \
Такой режим отвода тепла был реализован на стенде ИСТ(ЕЦ) в эксперименте № 1 (см. табл. 2.6) при имитации длительного расхолаживания реактора в авариях с разрывом трубопровода холодной нитки ГЦК. В этом эксперименте выходная часть контура ЕЦ представлена лишь одним трубопроводом (моделью арматурного блока разгерметизации по горячей нитке), что и предопределило значительное дросселирование потока на выходе контура.
Для рассматриваемого эксперимента, как видно из рисунков, представленных в приложении 1, после установления «выпарного» режима характерны: - относительно высокое давление в ВКС модели реактора (рис. П1.1); - низкий (ниже горячих патрубков) уровень теплоносителя в ВКС (рис. Ш. 15); - слабый прогрев теплоносителя в бассейнах при длительном отводе тепла из модели реактора (рис. П1.8). Особо следует отметить слабую зависимость характеристик «выпарного» режима от недогрева теплоносителя до температуры насыщения. Этот
Осуществляется лишь подпитка модели реактора, соответствующая расходу генерируемого пара. факт имеет достаточно простое объяснение. Если паропроизводительность модели реактора обозначить: G max максимальную —, то расход г генерируемого пара при произвольном недогреве теплоносителя в «выпарном» режиме можно рассчитать по формуле: Gn 1 (2.1) 1 + — & Ч. ппіах У На рис. 2.10 представлены результаты расчета по зависимости (2.1) при различных давлениях, из которого видно, что паропроизводительность слабо зависит от недогрева теплоносителя. Именно этим объясняется тот факт, что, единожды установившись, «выпарной» режим устойчиво существует при любом недогреве теплоносителя.
Другая картина естественно-конвективного отвода остаточного тепла была получена на стенде ИСТ(ЕЦ) при снижении гидравлического сопротивления горячих ниток циркуляционного контура (эксперимент № 2, см. табл. 2.6). В этом эксперименте выход теплоносителя из ВКС был организован по двум трубопроводам (как в топливный, так и в аварийный бассейны) в соответствии со схемой длительного расхолаживания реактора в авариях с разрывом трубопровода горячей нитки ГЦК. Результаты измерений контролируемых в этом экспериментальном режиме параметров представлены в приложении 2.
Моделирование теплогидравлических процессов в верхней камере смешения
Объем верхней смесительной камеры в рассматриваемой задаче представлен двумя расчетными областями. Нижняя область I, заполненная жидкостью с барботирующим через нее паром, имеет свободный уровень, высотное положение которого изменяется во времени. Верхняя область II занята паром. К сосуду, в общем случае, может быть подключено несколько каналов в различных точках по его высоте, в том числе и ко дну сосуда снизу (поток входящий в ВКС из а.з. реактора).
Методика расчета параметров в смесительной камере базируется на известных моделях компенсаторов объема /35/ с учетом следующих, специфических для рассматриваемой задачи, допущений: 1) Давление во всех точках смесительной камеры одинаково, лишь при расчете давления на верхнем срезе активной зоны и в точках выхода теплоносителя из камеры учитывается вес столба теплоносителя. 2) Теплогидравлические процессы в областях I и II моделируются в сосредоточенных параметрах. 3) Предполагается отсутствие захвата пара жидкостью в горизонтальный трубопровод, когда уровень теплоносителя выше верхней образующей горячих патрубков. 4) Теплообмен с корпусом реактора не учитывается. 5) Вода в области I может быть недогретой и насыщенной. При снижении давления излишняя энергия жидкости высвобождается в виде пара при ее объемном кипении. 6) Пренебрегается перегревом пара, т.е. пар находится на линии насыщения в паровом пространстве и под зеркалом воды.
Расчетная схема паро-водяного сосуда показана на рис. 3.25. Для водяного объема (расчетная область I) с учетом принятых допущений запишем уравнения сохранения массы воды, массы пара и энергии смеси:
Верификация методики расчета динамики ВКС, программно реализованной в составе расчетного кода КОРСАР, представлена в следующей главе диссертационной работы путем сопоставления с экспериментальными данными, полученными на интегральных стендах ИСТ(ЕЦ) и PACTEL.
В данном подразделе представлены лишь результаты тестирования программного модуля на задаче выпаривания воды из емкости, для которой может быть получено точное аналитическое решение.
Расчет проводился со следующими исходными данными: объем бака — 10 м3, высота бака -5 м, высота вертикального нагревателя от дна бака - 2,5 м, мощность нагревателя - 1,8 МВт. Бак открыт на атмосферу и заполнен насыщенной жидкостью.
При проведении численного расчета предполагалось, что после того, как физический уровень теплоносителя достигнет верхней отметки нагревателя, доля тепла, идущая от нагревателя в водяной объем, пропорциональна физическому уровню теплоносителя.
Изменение физического и весового уровней в баке показано на рис. 3.27. На этом же рисунке представлено аналитическое решение данной задачи.
Пока уровень теплоносителя в баке не достигнет верхнего сечения нагревателя, уменьшение весового уровня h происходит линейно во времени:
На этом отрезке времени полученное по расчетной модели решение совпадает с аналитическим. Затем процесс можно описать дифференциальным уравнением: - — = С П«т, ах (3.70) Q„ где С = Нн-r-F-pf Нн - высота нагревателя. Решение уравнения (3.70) дает следующий закон изменения весового уровня во времени: п = Нн-ехр(-С(т-т0)), (3.71) где то - время достижения весовым уровнем верхнего сечения нагревателя.
Вследствие того, что в аналитическом решении принято, что доля тепла, идущая в водяной объем, пропорциональна весовому уровню, а в расчетной модели - пропорциональна физическому уровню, аналитическое решение дает несколько более медленный темп выпаривания жидкости из бака.
Программные модули, разработанные автором на основе предложенных выше методик расчета, включены в состав двух программных комплексов: PARNAS и КОРСАР.
Программный комплекс (ПК) PARNAS предназначен для расчета нестационарных теплогидравлических процессов, реализующихся при пассивном отводе остаточного тепла реактора применительно к АЭС нового поколения с ВВЭР-640 /39, 40/. ПК PARNAS в 1997 г был аттестован в Госатомнадзоре России /41/ (копия аттестационного паспорта представлена в приложении 12). С помощью ПК PARNAS был выполнен комплекс проектных расчетов, которые включены в отчет по предварительному обоснованию безопасности проектируемой АЭС с ВВЭР-640 /42/.
Работы по совершенствованию математических моделей контурных процессов в НИТИ были продолжены и к настоящему времени завершено создание первой базовой версии программного средства нового поколения -кода реалистичной оценки КОРСАР/43/, одним из разработчиков которого является автор диссертации.
Поскольку одной из важнейших областей применения современного расчетного кода является численное моделирование нестационарных теплогидравлических процессов в пассивных системах безопасности, в состав функционального наполнения РК КОРСАР были включены программные модули расчета теплогидравлических процессов в бассейнах со свободным уровнем и в объеме ВКС реактора на основе методик, представленных в предыдущих разделах.
Результаты верификация расчетного кода КОРСАР в области параметров, характерных для условий пассивного отвода остаточного тепла, представлены в следующей главе диссертации.
Колебательная неустойчивость естественной циркуляции теплоносителя
В результате предварительного анализа особенностей конструкции стендов ИСТ(ЕЦ) и PACTEL, выполненного во второй главе, были определены несколько факторов, которые, по мнению автора, вероятнее всего могут предопределять наблюдаемые в сопоставительных экспериментах различия в характере ЕЦТ на этих стендах.
Представляет интерес проследить влияние этих факторов на динамические характеристики контура в колебательном режиме, опираясь только на результаты численного моделирования ЕЦ. Основная идея расчетных исследований заключалась в следующем. В расчетной серии с помощью РК КОРСАР методом прямого численного моделирования экспериментального режима, выполненного на стенде PACTEL, последовательно устранять основные отличия в его конструкции от второго стенда - ИСТ(ЕЦ), и результаты расчетов сопоставлять непосредственно с экспериментальным режимом стенда ИСТ(ЕЦ) /45/.
Еще раз перечислим основные различия в конструкции сопоставляемых стендов, последовательно устраняемые в расчетной серии: 1) Объем теплоносителя бассейнов
Объем бассейна, являясь частью контура циркуляции и обладая большой тепловой инерцией, практически полностью определяет темп разогрева системы в целом, в том числе и продолжительность стадии с колебательным характером ЕЦ. Кроме того, более быстрый рост входной температуры заметно изменяет граничные условия для контурных процессов в течение нескольких периодов колебаний. Так в эксперименте на стенде PACTEL (среднее значение скорости увеличения входной температуры 0,02 К/с) уже в течение одного периода ( 70 с) входная температура изменяется почти на 1,5 градуса, в то время как в экспериментальном режиме на стенде ИСТ(ЕЦ) рост входной температуры существенно ниже (например, на начальной фазе колебаний среднее значение скорости роста 0,006 К/с). 2) Величина дросселирования выходных горизонтальных участков
Выходные горизонтальные трубопроводы выполняют функцию эвакуации генерируемой в модели реактора паровой фазы, предопределяя давление в ВКС. Гидравлическое сопротивление этих трубопроводов, как показано во второй главе, на стенде ИСТ(ЕЦ) существенно выше, чем у стенда PACTEL. 3) Наличие необогреваемого байпаса
В отличие от стенда ИСТ(ЕЦ), у которого все 80 имитаторов твэлов находятся в одной сборке, охватывающей все проходное сечение, в модели а.з. стенда PACTEL по внешнему периметру обечаек секций имеется зазор, протечки через который составляют по различным оценкам от 5 до 10% от величины контурного расхода. 4) Высота тягового участка
Длина обогреваемого участка и его относительное высотное положение в контуре непосредственно влияют не только на движущий напор ЕЦ, но и, изменяя, соответственно, длину вертикального участка контура над областью теплоподвода, изменяют также его способность аккумулировать энергию в режиме неустойчивости.
В качестве иллюстрации на рис. 4.2 последовательно представлены результаты численных расчетов влияния приведенных выше факторов на характер теплогидравлических процессов при ЕЦТ в контуре «модернизируемого» стенда PACTEL.
В результате расчетного анализа получено:
- Задание в расчетах величины объема бассейнов, соответствующей модельной, увеличило время разогрева стенда PACTEL, которое стало близко к времени разогрева стенда ИСТ(ЕЦ).
- Увеличение дросселирования выходных горизонтальных трубопроводов существенно увеличило амплитуду колебаний (вплоть до реверсирования общеконтурного расхода циркуляции) и сместило начало их возникновения в область больших недогревов теплоносителя на входе в модель а.з.
- Закрытие байпаса (при этом его проходное сечение было равномерно добавлено к проходному сечению обогреваемых секций) способствовало тому, что высокоамплитудные колебания начинались практически с момента первого закипания на стадии однофазной циркуляции теплоносителя.
- Задание одинакового значения длины тягового участка существенно сблизило характер колебаний расхода, и соотношение значений расходов на стадиях однофазной и устойчивой двухфазной циркуляции теплоносителя.
Таким образом, выполненная серия численных экспериментов является дополнительным подтверждением адекватного воспроизведения кодом КОРСАР сложных процессов пассивного отвода остаточного тепла реактора при его длительном расхолаживании через бассейн.
