Моделирование теплогидравлических процессов в элементах оборудования реакторных установок при низких параметрах теплоносителя тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Вербицкий, Юрий Григорьевич

• Вербицкий, Юрий Григорьевич
• кандидат технических наук
• 2011

Оглавление диссертации кандидат технических наук Вербицкий, Юрий Григорьевич

Содержание.

Введение.

1 Проблема устойчивости двухфазных потоков в системах пассивного отвода остаточного тепла реактора.

1.1 Современные проекты систем пассивного отвода тепла от защитной оболочки АЭС.

1.2 Обзор экспериментальных и теоретических работ по исследованию устойчивости двухфазных потоков в контурах ЕЦ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Моделирование теплогидравлических процессов в элементах оборудования реакторных установок при низких параметрах теплоносителя»

Современные концепции безопасности АЭС нового поколения предусматривают широкое использование пассивных систем расхолаживания реакторного оборудования, работающих при низких давлениях под действием гравитационных сил. Основные преимущества таких систем связаны с упрощением конструкции оборудования и независимостью их функционирования от наличия источников электроснабжения, а недостатком -реализующаяся при различных механизмах возбуждения колебаний гидродинамическая неустойчивость двухфазного водяного теплоносителя при низких давлениях. Многообразие видов неустойчивостей, проявляющихся в натурных контурах естественной циркуляции (ЕЦ), не позволяет достоверно оценить границы неустойчивости на основе теоретических или полуэмпирических зависимостей. Поэтому обоснование теплогидравлических характеристик проектируемых пассивных систем безопасности, функционирующих в условиях ЕЦ теплоносителя, выполняется на основе крупномасштабных интегральных экспериментов и численного моделирования процессов с помощью расчётных кодов улучшенной оценки. Крупномасштабные эксперименты.очень затратны по стоимости,и времени реализации, поэтому в настоящее время основным инструментом, позволяющим решать задачи обоснования устойчивой работы пассивных систем безопасности, являются теплогидравлические расчётные коды (РК) улучшенной оценки, верифицированные в области параметров, характерных для работы этих систем.

Цели работы. Получение новых экспериментальных данных по устойчивости двухфазных потоков в контурах ЕЦ при низких параметрах теплоносителя. Верификация РК КОРСАР на основе полученных экспериментальных данных. Совершенствование функционального наполнения РК КОРСАР по результатам верификации. Численное моделирование теплогидравлических процессов в натурном контуре ЕЦ системы СПОТ ГО проекта АЭС с ВВЭР-640.

Основные результаты и их научная новизна. Впервые экспериментально получены пульсационные (гейзерные) режимы барботажа пара в длинных вертикальных каналах значительного диаметра при низких давлениях. Выполнен анализ механизма возбуждения гейзерных колебаний и определены границы области этого вида неустойчивости. Разработана аналитическая зависимость для границы устойчивости барботажа, обобщающая экспериментальные результаты. Получены новые экспериментальные данные по паросодержанию при барботаже в длинных каналах при низких давлениях.

На основе экспериментальных данных по устойчивости барботажных режимов выполнена верификация базовой версии РК КОРСАР, по результатам верификации разработаны и внедрены в РК КОРСАР уточнения замыкающих соотношений теплогидравлической модели.

Выполнено экспериментальное исследование неустойчивости вскипающих потоков * на экспериментальном стенде "КЕДР", моделирующем контур аварийного охлаждения внешней поверхности корпуса реактора АЭС с ВВЭР-640, выявлен механизм возникновения низкочастотных колебаний потока в подъёмном участке контура. На основе полученных экспериментальных данных выполнена верификация РК КОРСАР.

При« помощи РК КОРСАР выполнено численное моделирование теплогидравлических процессов в контуре ЕЦ системы СПОТ ГО проекта АЭС с ВВЭР-640. Продемонстрировано влияние степени детализации гидравлической схемы контура в расчётной- модели на возможность выявления неустойчивости двухфазного потока.

Практическая*значимость. Результаты экспериментальных исследований использованы для верификации и совершенствования функционального наполнения РК КОРСАР, который широко применяется в проектных расчётах при обосновании систем безопасности проектов российских АЭС нового поколения.

Достоверность результатов. Достоверность экспериментальных данных обеспечена применением проверенных методик подобных экспериментальных исследований, аттестованных методов измерения, неоднократным повторением каждого из экспериментов, автоматизацией выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчётами погрешности измерений. Достоверность основных расчётных результатов обеспечена использованием апробированных расчётных методик РК КОРСАР. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о теплогидравлических процессах в элементах оборудования систем пассивного расхолаживания АЭС.

Личный вклад автора в полученные результаты. Автор диссертационной работы принимал непосредственное участие в постановке задач экспериментальных исследований и в сооружении экспериментальных установок, разработке программ и методик экспериментов, проведении экспериментов, обработке результатов исследований и выпуске научно-технических отчётов. На основе полученных экспериментальных данных, представленных в диссертационной работе, автор выполнил верификационные расчёты и разработал методику коррекции замыкающих соотношений РК КОРСАР.

На защиту выносятся:

Результаты экспериментального исследования* барботажа пара в длинных вертикальных каналах при низких давлениях (границы области гейзерной неустойчивости, механизм возбуждения гейзерных колебаний, аналитическая обобщающая зависимость для границы устойчивости, экспериментальные данные по паросодержанию).

Результаты применения» статистического анализа' влияния, неопределённости параметров для уточнения замыкающих соотношений теплогидравлической модели РК КОРСАР: Разработка коррекции замыкающих соотношений РК КОРСАР для межфазного трения в пузырьковом и снарядном режимах.

Результаты экспериментального исследования1 неустойчивости вскипающих потоков в экспериментальной модели контура аварийного охлаждения внешней поверхности корпуса реактора АЭС с ВВЭР-640 (стенд "КЕДР"), механизм колебаний двухфазного потока в подъёмном участке контура. Результаты верификации РК КОРСАР на основе полученных на стенде "КЕДР" экспериментальных данных.

Результаты численного исследования устойчивости контура ЕЦ системы СПОТ ГО проекта АЭС с ВВЭР-640. Результаты исследования влияния степени детализации гидравлической схемы контура в расчётной модели на получение неустойчивых режимов двухфазной циркуляции.

Апробация материалов диссертации. Основные положения диссертации докладывались и обсуждались на: IX семинаре по проблемам физики реакторов (Москва, 1995), на отраслевом научно-техническом семинаре "Пассивные системы и безопасность АЭС" (Обнинск, 2002), на 7-й международной научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" (Подольск, 2011), на международной конференции КХЖЕП (Токио, 2003). Всего по результатам исследований опубликовано семь печатных работ, включая статью в журнале, рекомендованном ВАК (Теплоэнергетика, 2005).

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованных источников из 65 наименований. Диссертация содержит 124 страницы, в том числе 63 рисунка, восемь таблиц и одно приложение.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Вербицкий, Юрий Григорьевич

5.3 Основные выводы

1. При помощи РК КОРСАР выполнено численное моделирование теплогидравлических процессов в контуре ЕЦ системы СПОТ 30 проекта АЭС с ВВЭР-640. Моделирование выполнено для минимальной и максимальной детализации системы параллельных коробов-охладителей.

2. Показано, что простые эквивалентные схемы разветвлённых контуров, обычно применяемые в сопряжённых расчётах, могут не обнаруживать наступление неустойчивости двухфазных потоков в системе параллельных каналов.

3. Установлена возможность наступления низкочастотной колебательной неустойчивости контура на начальной стадии аварии, после прогрева воды в баках БХОВ до температуры насыщения. Неустойчивость генерируется вследствие попеременного вскипания теплоносителя в параллельных коробах-охладителях.

4. На заключительной стадии аварии, когда температура и давление парогазовой среды внутри ЗО становятся достаточно низкими (Р<340 кПа, Т<122оС) получен устойчивый режим циркуляции в контуре СПОТ 30.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В представленной диссертации обобщены результаты работ, выполненных автором в процессе обоснования безопасности АЭС нового поколения с пассивными системами отвода остаточного тепла реактора. Основными из полученных результатов являются:

1. Выполнены расчётно-экспериментальные исследования двухфазных потоков в длинных вертикальных трубах большого диаметра при низких давлениях теплоносителя. В ходе этих исследований:

- спроектирован и сооружён теплогидравлический стенд "Барботаж", создана система экспериментальных измерений, проведены эксперименты по исследованию устойчивости барботажа пара в вертикальных трубах;

- впервые получены экспериментальные данные для гейзерного типа неустойчивости двухфазного потока, выявлен- механизм возникновения> низкочастотных колебаний параметров в. этом режиме и предложена аналитическая обобщающая зависимость, описывающая границу устойчивости барботажа;

- получены новые экспериментальные данные по истинному объёмному паросодержанию в длинных трубах значительного диаметра при низких давлениях;

- с использованием экспериментальных данных, полученных на установке "Барботаж", выполнена верификация* базовой версии. С использованием технологии статистического анализа неопределённости параметров* математической модели выполнено» уточнение замыкающих соотношений теплогидравлической модели РК КОРСАР' по межфазному трению в пузырьковом и снарядном режимах.

2. Выполнены расчётно-экспериментальные исследования процессов естественной циркуляции теплоносителя в контуре аварийного охлаждения внешней поверхности корпуса реактора ВВЭР-640. В ходе этих исследований:

- спроектирован и сооружен экспериментальный стенд "КЕДР", воспроизводящий теплогидравлические процессы в<, натурном контуре с объёмно-мощностным коэффициентом масштабирования 1:300;

113

- получены экспериментальные данные по развитию неустойчивости вскипающих потоков в контуре аварийного охлаждения внешней поверхности корпуса реактора при низких давлениях, выявлен механизм возникновения низкочастотных колебаний параметров в этом режиме;

- на основе экспериментальных данных, полученных на стенде "КЕДР", выполнена верификация РК КОРСАР и подтверждена способность кода моделировать теплогидравлику контура охлаждения днища корпуса реактора.

3. Выполнено численное моделирование теплогидравлических процессов в контуре ЕЦ системы СПОТ ГО проекта АЭС с ВВЭР-640 при помощи РК КОРСАР. При этом:

- установлена возможность наступления низкочастотной колебательной неустойчивости, вызванной объёмным вскипанием теплоносителя в необогреваемой части подъёмного участка контура ЕЦ;

- показана зависимость результатов численного анализа процессов в СПОТ ГО от степени детализации гидравлической схемы контура в расчётной модели.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Вербицкий, Юрий Григорьевич, 2011 год

1. Авдеев A.A. Гидродинамика барботажа // Теплоэнергетика. 1983. №11. С. 42.

2. Авдеев A.A., Халмэ Н.С. Теплообмен в барботажном слое при давлениях выше атмосферного // Теплофизика высоких температур: 1992. Том 30. №2.С. 359.

3. Арманд A.A. Исследование механизма движения двухфазной смеси в вертикальной трубе// В сб.: Гидродинамика и теплоообмен при кипении в котлах высокого давления. / Под ред. М.А.Стыриковича.- М.: Изд. АН СССР. 1955 .С. 21.

4. Бартоломей Г .Г., Алтухов М.С. Определение истинного паросодержания при барботаже на участке стабилизации // Теплоэнергетика. 1967. №12. С. 80.

5. Бартоломей Г.Г. Экспериментальное исследование истинного объемного паросодержания при кипении- с недогревом в трубах // Теплоэнергетика. 1982. №3. С.20.

6. Бахметьев A.M., Большухин М.А., и др. Задачи расчетно-экспериментального обоснования» СПОТ 30 для АЭС нового поколения // // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР. Сб. тезисов докладов 7-й междунар. научно-технической конференции; Подольск. 2007.

7. Безродный М.К., Мокляк В.Ф. Теплообмен при.конденсации в вертикальных замкнутых термосифонах // Инженерно-физический журнал. 1986.,Т.51. №1. С. 9.

8. Василенко В.А., Мигров Ю.А. и- др. Опыт создания, и основные характеристики теплогидравлического расчётного кода нового поколения КОРСАР//Теплоэнергетика. 2002. №11. С. 11.

9. Вербицкий* Ю.Г., Ефимов В.К., Мигров Ю.*А. Экспериментальное исследование устойчивости барботажа пара в- длинной вертикальной трубе при низких давлениях // Теплоэнергетика. 2005. №3. С. 51.

10. Безлепкин В.В., Кухтевич И.В., Светлов C.B. и- др. Верификационные исследования в обоснование системы пассивного отвода тепла от гермооболочки. Сб. "Процессы теплообмена и гидродинамики в системах безопасности АЭС с ВВЭР-640". С.-Петербург, 1997.

11. И. Гидравлический расчёт котельных агрегатов. Нормативный метод. Под ред. В.А. Локшина, Д.Ф. Петерсона, А.Л. Шварца. М.: Энергия, 1978.

12. Дементьев Б.А. О влиянии диаметра колонки и давления на паросодержание водяного объёма устройств с барботажем пара через воду // Теплоэнергетика. 1957. №4. С. 45.

13. Исходные данные для расчётных анализов, запроектных аварий на АЭС с ВВЭР-640. РНЦ "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", Санкт-Петербургский институт "Атомэнергопроекг". Инв.№32/1-200-96, Москва, 1996.

14. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассобмен в ядерных энергетических установках: Учебник для вузов.- М.:Энергоатомиздат, 2000.

15. Кириллов П.Л., Сапанкевич А.П. Кризис теплоотдачи и закризисный теплообмен при низких давлениях и массовых скоростях. Обзор. ФЭИ-0242.-М.:ЦНИИатоминформ; 1991.

16. Компьютерный банк опытных данных по комплексу экспериментальных исследований стационарного истечения водяного теплоносителя^ через элементы, циркуляционных контуров парогенерирующих установок. /Отчет ЭНИЦ. № 1.375. Электрогорск. 1990.

17. Костерин С.И., Семенов Н.И., Точилин A.A. Относительные скорости пароводяных течений в вертикальных необогреваемых трубах //Теплоэнергетика. 1961.№1. С.58.

18. Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидродинамическое сопротивление: Справочное пособие.-М.: Энергоатомиздат, 1990.

19. Кутепов А.М., Стерман Л.С., Стюшин Н.Г. Гидродинамика и теплообмен при парообразовании: Учебное пособие для втузов. М.: Высш. Шк., 1986

20. Лабунцов Д.А., Корнюхин И.П. и др. Паросодержание двухфазного адиабатного потока в вертикальных каналах // Теплоэнергетика. 1968. №4. С. 62.

21. Ложкин В.В., Судницын O.A., Куликов Б.И. Результаты экспериментального исследования по повторному охлаждению на моделях TBC реактора ВВЭР при заливе снизу // Труды международной конференции "Теплофизика 98". ГНЦРФ.ФЭИ. 1998. 1998. т. 1. С. 389.

22. Одишария Г.Э. Некоторые закономерности газожидкостных течений в трубах//Нефтяное хозяйство. 1966. №9. С. 54.

23. Стырикович*М.А., Сурнов A.B., Винокур Я.Г. Экспериментальные данные по гидродинамике двухфазного слоя // Теплоэнергетика. 1961. №9. С. 56.

24. Тарасова Н.В. Гидравлическое сопротивление при кипении воды и пароводяной смеси в обогреваемых трубах и кольцевых каналах // Котлотурбостроение (труды ЦКТИ). 1965. № 59. С. 47.

25. Теплопередача в двухфазном потоке/ Под ред. Д. Батгерворса, Г. Хьюитга. М.:Энергия, 1980.

26. Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. М., Мир, 1972.

27. Федеральная^ целевая программа "Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 2010 годы и на перспективу до 2015 года". Постановление Правительства Российской Федерации № 605 от 6 октября 2006 г.

28. Филимонов А.И'., Пржиялковский М.М., Дик Э.П. и др. Удельные движущие напоры в трубах со свободным уровнем при давлениях от 17 до 180 ата // Теплоэнергетика. 1957. №-10. С. 22.

29. Хабенский В.Б., Герлига В.А. Нестабильность потока теплоносителя в элементах энергооборудования. С.-Петербург: Наука, 1994.

30. Хабенский В.Б., Мигров Ю.А., Токарь О.В. Особенности использования модели дрейфа фаз в расчетных динамических реакторных программах // Инженерно Физический Журнал. 1994. Т. 67. № 3-4. С. 209.

31. Юдов Ю.В., Волкова С.Н., Мигров Ю.А. Замыкающие соотношения теплогидравлической модели расчётного кода КОРСАР // Теплоэнергетика. 2002. №11. С. 22.

32. Юдов Ю.В. Разработка двухжидкостной модели контурной теплогидравлики реакторных установок с водяным теплоносителем // Диссертация . кандидата. технических наук. С-Петербургский государственный технический университет. С-Петербург, 2001.

33. Anklam Т.М., Miller R.F. Void Fraction under High Pressure, Low Flow Conditions in Bundle Geometry // Nuclear Engineering and Design: 1982. 75. P. 99. . .

34. Bankoff S.G., Lee S.C. Condensation in Stratified Flow // Multiphase Science and Technology. 1987, Vol. 3. P. 398.

35. Bourc J.A., Bergles A.E., Tong L.S. Review of two-phase flow instability // . Nuclear Eng. and Design. 1973. 25. РЛ65.

36. Fukuda K., Kobori T. Classification of two-Phase-Flow Instability by Density Wave Oscillation Model // J. of Nuclear Science and Technology. 1979. 16 (2). P: 95.

37. Glaeser H., Pochard R. Review on Uncertainty Methods for Thermal Hydraulic Computer Codes. Pisa. 1994.

38. Griffith P. Geysering in Liquid-Filled Lines. ASME Paper №62-HT-39, 1962. .

39. Hagen Т.Н.J.J; Stekelenburg A.J.C., Bragt D.D.B. Reactor experiments on type-I and type-IIВWR stability // Nuclear Eng. and Design. 2000.- 200. P. 177.

40. Hewitt GIF., Owen R.G. DownflowCondensation // Multiphase Science-and Technology. 1987. Vol. 3. P. 348.

41. Jiang S:Y., Wu X.X., Zhang Y.J. Experimental study of two-phase flow oscillation: in natural circulation // NuclearEng. and Design. 2000: 135. P. 177.

42. Jiang S.Y., Zhang Y.J., Bo J.H., Wang F. Conversion from single to two-ph'ase operation in a natural; circulation nuclear reactor // Kerntechnik. 1998: 63. N3. P. 132.

43. Jiang S.Y., Zhang Y.J;, Wu X.X. Flow excursion phenomenon and its mechanism in natural,circulation // Nuclear Eng. and Design. 2000. 202. P; 17.

44. Kataoka I., Ishii M. Drift flux model for large diameter, pipe and new correlation for pooKvoidifractiom// lilt. J: Heat Mass Transfer. 1987. v.30; №9f P 1927.

45. Kosamustafaogullari: G., Ishii M. Scaling criteria:for two phase: flow loops and their application to conceptual 2x4 simulation loop design // Nucl. Techno!. 1984.1. V. 65: №1. ' .

46. Kawaji M^, Anoda Y., Nakamura H., Tasaka T.Phase: andtVelocity Distributions andtHoldup; in High'- Pressure Steam/Water StratifiediFlow in: a« Large Diameter Horizontal Pipe //Int.J< Multiphase Flow. 1987: Volll3i.№2: PM45; *

47. Meseth J., Natural circulation and stratification in the various passive safety systems of the SWR 1000 // Proceedings of a technical committee meeting held in Vienna. IAEA-TECDOC-1281. 2000;

48. Nahavandi A., Gastellana F., Moradkhanian N. Scaling laws for modeling nuclear reactor systems // Nucl. Science and Eng. 1979; V. 72. P. 75.

49. Natural circulation data and methods for advanced water cooled-nuclear power plant designs. IAEA-TECDOC-1281. VIENNA. 2002.

50. Subki M.H., Watanabe N., Aritomi M., Multi Parameters Effect On Thermohydraulic Instability In Natural Circulation Boiling Water Reactor During Startup // 11th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo. Japan. 2003.

51. Takemoto T., Aritomi M., Matsuzaki M., Experimental Study On The Driving Mechanism Of Geysering // Third International Conference on Multiphase flow. Lyon. France. 1998.

52. Usui K., Sato K . Vertically Downward Two-Phase Flow, (I) Void Distribution and Average Void Fraction // Journal of Nuclear Science and Technology. 1989. Vol 26. №7. P. 670.

53. Verbitskiy Y.G., Efimov V.K., Migrov Y.A. An experimental investigation of steam bubbling instability in a long vertical pipe at low pressures // 11th International Conference on Nuclear Engineering. Tokyo. Japan. 2003.

54. Wang Z., Almenas K. A methodology quantifying the range of applicability of scaling laws // Nucl. Science and Eng. 1989. V. 102.

55. Ward L.W. Application of Drift Flux to Transient Two-Phase Level Swell // Nuclear Technology. 1979. Vol. 45. P. 68.

56. Yamaguchi K., Yomazaki Y. Characteristics of Counter Current Gas - Liquid Two - Phase Flow in Vertical Tubes // Journal of Nuclear Science and Technology. 1982. Vol 19. №12. P. 985.

57. Zeitoun O., Shoukri M., Chatoorgoon V. Measurement of Interfacial Area Concentration in Subcooled Liquid Vapour Flow // Nuclear Engineering and Design. 1994. 152. P. 243.