Введение к работе
Актуальность темы Проблема ухудшения теплообмена при кипении чрезвычайно важна как для нормальных режимов эксплуатации парогенераторов ядерных энергетических установок с реакторами на быстрых нейтронах (БН), так и для аварийных режимов РУ с ВВЭР. Разработка методов предсказания условий ухудшения теплообмена и его последствий весьма актуальна, поскольку это явление может самым негативным образом сказаться на надежности и безопасности ЯЭУ. Так, кризисное ухудшение теплообмена в активной зоне ядерного реактора, связанное с переходом к так называемому пленочному режиму кипения, может привести к перегреву топливных стержней до недопустимо высокой температуры. Именно пленочный режим кипения определяет пиковое значение температуры оболочек топливных стержней и длительность наиболее опасного периода аварийного охлаждения активной зоны. Поэтому точный расчет закризисного теплообмена имеет решающее значение в анализе безопасности ядерного реактора. Ухудшение теплообмена при кипении в парогенераторах помимо снижения эффективности их работы может стать причиной усталостного разрушения парогенерирующих труб из-за колебаний температуры в зоне перехода от развитого кипения к пленочному, а также повреждения пароперегревателей в результате попадания в них влаги, выносимой из испарителя. Для оценки уровня теплоотдачи в закризисной зоне испарителя и обоснования условий предотвращения попадания влаги в пароперегреватель необходимо уметь рассчитывать теплообмен в условиях существенной термической неравновесности двухфазного потока.
Экспериментальные данные и расчетные рекомендации для этого режима кипения в каналах характеризуются большой неопределенностью, а неравновесный характер протекающих при этом тепло- и массообменных процессов существенно затрудняет их математическое моделирование. В силу этого модели закризисного теплообмена (ЗТО) современных расчетных кодов включают в себя целый набор замыкающих соотношений вместе с алгоритмом, определяющим логику выбора того или иного соотношения и правила их сшивки. Причем, наряду с моделями, учитывающими неравновесный характер процесса, для описания этой ветви кривой кипения часто используются эмпирические соотношения, полученные в предположении существования термодинамического равновесия между фазами и применимые, в основном, для каналов простейшей геометрии. Недостатки такого подхода очевидны и связаны, в первую очередь, с его эмпирическим характером и игнорированием важнейшей особенности пленочного кипения, а именно, его термодинамической неравновесности.
Особенно актуальна проблема ухудшения и восстановления теплоотдачи к кипящему теплоносителю для аварийных режимов реакторной установки, когда на топливных стержнях активной зоны в динамике реализуется вся кривая кипения. Разнообразие протекающих при этом физических процессов вместе со сложностью их математического описания обуславливают большую степень эмпиризма математических моделей повторного залива активной зоны и выдвигают на первое место задачу верификации расчетных кодов на эксперимен-
тальных данных. Вместе с тем, именно для важной с точки зрения безопасности АЭС с ВВЭР области низких давлений и расходов экспериментальные данные по теплогидравлике топливных сборок ВВЭР (в частности, по кризису теплоотдачи и поведению ТВС в условиях повторного залива) весьма скудны, вследствие чего расчетные рекомендации для этого диапазона параметров недостаточно надежны и нуждаются в уточнении.
Целями работы являлись:
разработка инженерных методов расчета неравновесного закризис-ного теплообмена в парогенерирующих каналах и тепловыделяющих сборках;
обобщение результатов исследований и разработка рекомендаций по оценке температурного режима топливных стержней в условиях, характерных для аварийных ситуаций на водоохлаждаемых РУ.
В соответствии с этим, основными задачами исследований были:
критический анализ методов и результатов исследования термической неравновесности, а также моделей неравновесного закризисно-го теплообмена;
разработка одномерной базовой модели и методики расчета закри-зисного теплообмена;
экспериментальное исследование ухудшения теплообмена в круглых трубах и кольцевых каналах;
верификация базовой методики расчета закризисного теплообмена с использованием экспериментальных данных для круглых труб;
разработка методики расчета закризисного теплообмена в каналах с дистанционирующими элементами;
получение тестовых экспериментальных данных для верификации теплогидравлических расчетных кодов в условиях, характерных для аварийных ситуаций на ЯЭУ;
анализ экспериментов по повторному заливу моделей ТВС ВВЭР и PWR, разработка рекомендаций по оценке скорости их расхолаживания;
анализ результатов верификации расчетных кодов на стандартных задачах повторного залива моделей ТВС ВВЭР.
Основные результаты и их научная новизна
Впервые в единых критериях обобщены экспериментальные данные для разных жидкостей об относительном расходе жидкости в пленке, интенсивности динамического уноса и размере капель в дисперсно-кольцевых потоках, о критическом и граничном паросодержании при кризисе кипения, обусловленном истощением пристенной пленки жидкости.
Предложена модель генерации пара, на основе которой впервые разработана единая для каналов различного сечения, включая каналы тепловыделяющих
сборок, методика расчета закризисного теплообмена, учитывающая термическую неравновесность дисперсного потока.
Экспериментально выявлен предсказываемый расчетами по предложенной методике немонотонный характер влияния теплового потока на закризисный теплообмен.
Дана трактовка особенностей кризиса кипения при низких давлениях и массовых скоростях в длинной трубе с позиций сжимаемости и критического истечения двухфазной смеси. Экспериментально подтверждена гипотеза о связи кризиса кипения с "запиранием" канала.
Объяснена зависимость критического паросодержания от соотношения тепловых нагрузок на наружной и внутренней трубках кольцевых каналов с двухсторонним обогревом.
Выявлены зависимости температуры фронта охлаждения, скорости его продвижения и теплоотдачи в несмоченнои зоне от режимных параметров при кратковременном осушении охлаждаемого водой трубчатого твэл в условиях, характерных для аварийных ситуаций на ЯЭУ. Предложена интерполяционная формула, обобщающая данные о температуре повторного смачивания во всем диапазоне давлений, вплоть до критического.
Прямым сопоставлением опытных данных показано, что в идентичных условиях нижнего повторного залива приведенные расходы пара и выносимой влаги, паросодержание на выходе, положение весового уровня и координаты фронта смачивания для моделей ТВС ВВЭР и PWR количественно и качественно согласуются между собой.
Предложено простое интегральное соотношение, позволяющее производить экспресс-оценку положения фронта смачивания, темпа и времени расхолаживания ТВС в условиях нижнего повторного залива активной зоны РУ при аварии с потерей теплоносителя.
Достоверность результатов и выводов работы основана на:
тщательной проработке методологии проведения и обработки опытов;
системе калибровочных и тестовых измерений и их метрологическом обеспечении;
детальном анализе погрешностей измерений, устранении систематических погрешностей;
воспроизводимости опытных данных и их согласовании с данными других авторов и с результатами расчетов;
использовании при обобщении данных физически обоснованных критериев подобия, при формулировке математической модели процесса - фундаментальных законов сохранения, а при разработке расчетных методик - апробированных соотношений;
согласовании расчетов по разработанным соотношениям и методикам с данными других авторов в широком диапазоне параметров;
результатах верификации и кросс-верификации расчетных методик.
Практическая значимость работы
Полученные автором экспериментальные данные о критических паросодер-жаниях и закризисном теплообмене в круглых трубах и кольцевых каналах, а также данные о нестационарном теплообмене в условиях кратковременного осушения трубчатого имитатора твэл включены в Отраслевой банк теплофизи-ческих данных и используются для верификации и уточнения расчетных рекомендаций и теплогидравлических кодов, применяемых при оптимизации режимов работы и анализе безопасности ЯЭУ. В частности, они использовались при верификации отечественных расчетных кодов для ВВЭР - программного комплекса ТРАП (ОКБ Тидропресс") и КОРСАР (НИТИ), а также кода RELAP5/Mod3.
Разработанные автором рекомендации по расчету граничных паросодержаний и закризисного теплообмена в каналах включены в отраслевые РТМ, проект «Руководства по безопасности» Ростехнадзора для водоохлаждаемых ЯЭУ, справочник по теплогидравлическим расчетам элементов и узлов ЯЭУ, использованы в ряде вузовских учебных пособий по теплообмену в ЯЭУ.
Предложенные автором параметры и форма интерполяционной зависимости широко используются при обобщении экспериментальных данных о граничных паросодержаниях при кипении в каналах.
Разработанные соотношение для оценки величины граничного паросодержа-ния и методика расчета закризисного теплообмена использованы в расчетных программах ОКБ "Гидропресс" для парогенераторов АЭС с реакторами типа БН.
Разработанная автором программа расчета закризисного теплообмена внедрена на Белоярской АЭС в составе комплекса теплофизических расчетов парогенераторов ПГН-200М и использовалась, в частности, для оценки выноса влаги из испарителей установки БН-600.
Экспериментальные данные по закризисному теплообмену в круглых трубах были использованы во ВНИИАЭС для отработки методик расчета температурного режима тепловыделяющих сборок водоохлаждаемых ядерных реакторов.
Формулы для критического паросодержания в пучках стержней и температуры повторного смачивания используются в модуле КАНАЛ-97 программного комплекса ТРАП ОКБ "Гидропресс" для оценки условий перехода к ухудшенному теплообмену и обратно в активной зоне ВВЭР в аварийных условиях.
Результаты выполнения стандартных задач повторного залива ВВЭР используются НТЦ ЯРБ в процедуре верификации и аттестации отечественных и зарубежных кодов, используемых при анализе и обосновании безопасности АЭС с ВВЭР. В частности, они были использованы при аттестации кодов ТРАП, КОРСАР/В 1.1 и RELAP5/Mod3.2.
Автор защищает
1. Результаты экспериментального исследования кризиса теплоотдачи при кипении в каналах в характерном для ЯЭУ диапазоне режимных параметров, их физическую интерпретацию и обобщающие соотношения для критических и граничных паросо держаний.
Результаты экспериментального исследования влияния дистанционирующих элементов на закризисный теплообмен и методику учета этого влияния.
Одномерную модель термически неравновесной генерации пара и основанную на ней методику расчета закризисного теплообмена в каналах различной формы, включая сборки тепловыделяющих элементов, и результаты её верификации.
Результаты экспериментального исследования нестационарного теплообмена при охлаждении водой трубчатого имитатора твэл в условиях, характерных для аварийных ситуаций на ЯЭУ, и обобщение опытных данных о температуре повторного смачивания.
Результаты анализа экспериментов и соотношение для экспресс-оценки темпа и времени расхолаживания ТВС в условиях нижнего повторного залива.
6. Результаты верификации расчетных кодов на стандартных задачах повторного залива моделей ТВС ВВЭР.
Личный вклад автора
В основу диссертации положены результаты многолетних исследований автором различных аспектов проблемы ухудшения теплообмена при кипении в элементах ЯЭУ. Им были сформулированы основные направления и задачи исследования, разработана методология экспериментов и их анализа. Под его руководством и при непосредственном участии выполнялись все этапы работы от постановки экспериментов и первичной обработки данных до их анализа и интерпретации. Анализ и физическая интерпретация полученных результатов, разработка моделей процессов и расчетных рекомендаций, включая реализующих их программ для ЭВМ, осуществлялись лично автором. Он был организатором и руководителем работ по стандартным задачам повторного залива ВВЭР, им же была разработана оригинальная методология анализа результатов их выполнения.
Апробация работы Основные положения и результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на итало-советском семинаре "Критерии проектирования, методы расчета, экспериментальные работы, физика, теплофизика, системы контроля и управления реакторной установкой" (Испра, Италия, 1982), 7-ой Международной конференции по теплообмену ( Мюнхен, ФРГ, 1982), семинаре стран-членов СЭВ "Опыт разработки и эксплуатации парогенераторов быстрых реакторов" (Димитровград, 1982), отраслевом семинаре "Закризисный теплообмен в трубах и каналах" (Обнинск, 1983), всесоюзной конференции "Надежность котельных поверхностей нагрева и актуальные вопросы теплообмена и гидравлики" (Подольск, 1984), 7-ой Всесоюзной конференции "Двухфазный поток в энергетических машинах и аппаратах" (Ленинград, 1985), франко-советском совещании по парогенераторам для реакторов на быстрых нейтронах (Кадараш, Франция, 1989), совместном заседании секции тепломассообмена Научного совета АН СССР по комплексной проблеме "Теплофизика и теплоэнергетика" и межотраслевого семинара "Теплофизические процессы в системах безопасности АЭС" (Москва, 1990), отраслевом семинаре "Экспери-
ментальное обоснование безопасности установок и верификация расчетных программ" (Димитровград, 1993), семинаре секции динамики НТС МАЭ РФ "Математическое моделирование физических процессов в A3 реактора. Опыт верификации программ динамики" (РФЯЦ-ВНИИТФ, 1993), Международных семинарах "Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР" (Обнинск, 1990, 1994, 1998), семинаре секции динамики НТС МАЭ РФ "Безопасность и системы управления установками с ядерными реакторами" (Гатчина, 1995), 3-ем совещании участников согласованного исследовательского проекта МАГАТЭ "Теп-логидравлические соотношения для водоохлаждаемых реакторов нового поколения" (Обнинск, 1997), 5-ом и 6-ом Международных информационных форумах "Анализ безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК" (Обнинск, 2000; Киев, 2002), 2-ой, 3-ей и 4-ой Российских национальных конференциях по теплообмену (Москва, 1998, 2002, 2006), 13-ой школе-семинаре под рук. акад. А.И. Леонтьева "Физические основы экспериментального и математического моделирования процессов газодинамики и тепломассообмена в энергетических установках" (Санкт-Петербург, 2001), 2-ой Всероссийской и 4-ой Международной научно-технических конференциях "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", (Подольск, 2001, 2005), научно-техническом семинаре "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" (Сосновый Бор, 2004), 11-ой Международной конференции по теплогидравлике ядерных реакторов (NURETH 11) (Авиньон, Франция, 2005)
Публикации Основное содержание диссертации отражено в 36 публикациях, включая 10 статей в рецензируемых журналах и 14 докладов в трудах Всероссийских и международных конференций.
Структура и объем работы Диссертация состоит из введения, восьми глав, заключения и списка использованных источников. Общий объем диссертации - 274 страницы, включая 164 рисунка, 10 таблиц и список цитированной литературы из 317 наименований, в том числе 49 работ автора.
