Исследование процессов перемешивания петлевых потоков теплоносителя в опускном канале и напорной камере реактора ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Лисенков, Евгений Александрович

• Лисенков, Евгений Александрович
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Лисенков, Евгений Александрович

ОСНОВНЫЕ УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, ИНДЕКСЫ И СОКРАЩЕНИЯ.

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. ПОСТАНОВКА ПРОБЛЕМЫ И АНАЛИЗ ИЗВЕСТНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ.

1.1 Состояние дел с верификацией трехмерных теплогидравлических кодов.

1.2 Проблема перемешивания теплоносителя первого контура.

1.3 Эксперименты по перемешиванию пробок конденсата применительно к реакторам ВВЭР.

1.4 Эксперименты с межпетлевым перемешиванием применительно к реакторам ВВЭР.

1.5 Эксперименты по перемешиванию теплоносителя применительно к реакторам PWR.

1.6 Сравнительный анализ экспериментов по перемешиванию теплоносителя в опускном канале реактора применительно к ВВЭР и PWR.

Выводы по Главе 1.

ГЛАВА 2. АНАЛИЗ И ГРУППИРОВАНИЕ ИСХОДНЫХ СОБЫТИЙ, ПРИВОДЯЩИХ К ФОРМИРОВАНИЮ НЕОДНОРОДНЫХ УСЛОВИЙ НА ВХОДЕ В АКТИВНУЮ ЗОНУ.

2.1 Анализ причин и исходных событий, приводящих к формированию неоднородных условий на входе в активную зону реактора.

2.2 Группирование исходных событий, приводящих к формированию неоднородных условий на входе в активную зону реактора.

2.3 Выбор экспериментальных режимов и формирование матрицы экспериментов.

Выводы по Главе 2.

ГЛАВА 3. ОПИСАНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ УСТАНОВКИ И МЕТОДИКИ ПРОВЕДЕНИЯ ИССЛЕДОВАНИЙ.

3.1 Экспериментальная установка.

3.2 Методика проведения исследований.

3.3 Методика обработки экспериментальных данных.

3.4 Анализ погрешностей.

Выводы по Главе 3.

ГЛАВА 4. РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ.

4.1 Эксперименты группы 1 с имитацией транспорта пробки конденсата в активную зону реактора при пуске ГЦН.

4.2 Анализ результатов экспериментов группы 1.

4.3 Эксперименты группы 2 с имитацией транспорта пробки конденсата в активную зону реактора при восстановлении естественной циркуляции.

4.4 Анализ результатов экспериментов группы 2.

4.5 Эксперименты группы 3 с имитацией несимметричного впрыска конденсата при работе различного количества ГЦН.

4.6 Анализ результатов экспериментов группы 3.

Выводы по Главе 4.

ГЛАВА 5. РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ РЕЗУЛЬТАТОВ ЭКСПЕРИМЕНТОВ.

5.1 Результаты расчетов применительно к экспериментам группы 1.

5.2 Результаты расчетов применительно к экспериментам группы 2.

5.3 Результаты расчетов применительно к экспериментам группы 3.

Выводы по Главе 5.

ВЫВОДЫ ПО ДИССЕРТАЦИИ.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование процессов перемешивания петлевых потоков теплоносителя в опускном канале и напорной камере реактора ВВЭР»

Настоящая работа представляет собой исследование процессов перемешивания потоков с разной концентрацией бора или с разной температурой в проточной части реактора ВВЭР и содержит описание методики, результаты экспериментов и сравнение их с расчетами по трехмерным кодам.

Актуальность работы

Согласно Федеральной целевой программе "РАЗВИТИЕ АТОМНОГО ЭНЕРГОПРОМЫШЛЕННОГО КОМПЛЕКСА РОССИИ НА 2007 - 2010 ГОДЫ И НА ПЕРСПЕКТИВУ ДО 2015 ГОДА" предусматривается ускоренное строительство атомных электростанций и ввод в эксплуатацию 10 новых энергоблоков атомных электростанций общей установленной мощностью не менее 9,8 ГВт. Основная часть этих энергоблоков будет оснащена реакторными установками с ВВЭР. В России разрабатываются проекты перспективных реакторных установок с реакторами ВВЭР-600, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500. Одним из основных критериев, предъявляемых к этим реакторам, является повышение уровня безопасности для соответствия современным нормативным требованиям. Это требует тщательного расчетного и экспериментального обоснования проекта реакторной установки.

На данный момент для выполнения анализов безопасности РУ с ВВЭР наиболее широкое применение находят такие теплогидравлические одномерные коды, как RELAP, CATHARE, ATHLET, ТРАП, КОРСАР и другие. В спектре анализируемых аварийных и переходных процессов имеют место исходные события, приводящие к несимметричному пространственному возмущению температуры или концентрации борной кислоты на входе в активную зону реактора, что приводит к соответствующему локальному изменению мощности реактора и влияет на безопасность. К таким исходным событиям относятся разрыв паропровода, закрытие БЗОК на одной из петель, подключение ГЦН ранее не работавшей петли, подача конденсата либо раствора борной кислоты в одну из петель и т.д. Однако несимметричные трехмерные переходные процессы в проточной части реактора, вызванные вышеперечисленными исходными событиями, невозможно корректно моделировать с помощью одномерных программных средств, т.к. они имеют ярко выраженный пространственный характер. Реакция активной зоны реактора на переходные режимы, приводящие к формированию неоднородных условий на входе в активную зону, сильно зависит от степени перемешивания теплоносителя в опускном канале и напорной камере реактора перед тем, как он достигнет активной зоны. Необходимо подчеркнуть, что одним из наиболее сложных трехмерных гидродинамических процессов в системе теплоносителя первого контура является процесс разбавления и транспорта бора. При проведении расчетной оценки допущения «идеального перемешивания» и «отсутствия перемешивания» могут дать большое разнообразие предсказываемых последствий в активной зоне реактора, причем первое допущение приведет к слишком оптимистичным результатам, а второе допущение может привести к излишне завышенной консервативной оценке. Необходим уточненный метод моделирования процесса перемешивания, позволяющий обоснованно снизить консерватизм расчетов при выполнении анализов безопасности для обоснования повышения мощности действующих, строящихся и проектируемых реакторов типа ВВЭР. Наиболее приближенные к реальным значениям результаты позволит получить трехмерное моделирование процессов в реакторе [1].

В настоящее время в ОКБ "ГИДРОПРЕСС" для выполнения проектных расчетов применяется ряд пространственных системных теплогидравлических кодов таких, как ТРАП-КС, ДКМ, КОРСАР/ГП и другие. В качестве поддержки применяются коммерческие CFD-коды типа CFX и STAR-CD, однако расчеты по ним требуют очень больших временных и компьютерных ресурсов. На данный момент указанные коды не верифицированы и достоверность расчетов по ним может быть подвержена сомнению.

Актуальность диссертационной работы заключается в предоставлении недостающих результатов экспериментальных исследований, моделирующих пространственное изменение параметров теплоносителя (концентрации борной кислоты или температуры), предназначенных для верификационных целей. Исследования проводились на 4-петлевом стенде, сооруженном в ОКБ «Гидропресс».

Цель научного исследования

Целью диссертационной работы являлось получение экспериментальных данных по перемешиванию потоков с разной концентрацией борной кислоты или разной температурой применительно к реакторам типа ВВЭР, предназначенных для верификации 3-х мерных системных теплогидравлических кодов ТРАП-КС, ДКМ, КОРСАР/ГП, а также CFD кодов.

Научная новизна

1. Разработана методика исследования перемешивания петлевых потоков теплоносителя в опускном канале и напорной камере ВВЭР с использованием солевого трассера и кондуктометрического метода.

2. Впервые в России получены экспериментальные данные по перемешиванию потоков теплоносителя с разной концентрацией борной кислоты и с разной температурой в проточной части реактора на четырехпетлевом стенде, моделирующем реакторную установку с ВВЭР в масштабе 1:5.

3. Впервые в России были выполнены эксперименты по перемешиванию в условиях естественной циркуляции и разности плотностей основного теплоносителя и впрыскиваемой «пробки» конденсата. Выявлено существенное влияние разности плотностей на процесс перемешивания.

Практическая значимость

Экспериментальные данные по перемешиванию теплоносителя в опускном канале и напорной камере реактора использованы для верификации кодов ТРАП-КС, ДКМ, КОРСАР/ГП, а также CFD кодов. Расчетный код КОРСАР/ГП уже аттестован.

Применение верифицированных пространственных теплогидравлических кодов позволяет обоснованно снизить консерватизм расчетов при выполнении анализов безопасности для РУ с ВВЭР, что, в свою очередь, приводит к повышению конкурентоспособности проекта РУ на внутреннем и внешнем рынке.

В результате исследований установлено, что при попадании в реактор «пробки» конденсата в режиме естественной циркуляции разность плотностей теплоносителя в «пробке» и циркуляционном контуре сильно влияет на характер перемешивания в опускном канале реактора и приводит к существенному снижению опасности реактивностной аварии.

Достоверность

Достоверность экспериментальных данных обеспечивается применением аттестованных методов измерения, неоднократным повторением каждого из экспериментов, анализом погрешностей, использованием предтестовых и посттестовых расчетов и подтверждена хорошим согласием с зарубежными аналогами.

Личный вклад автора в полученные результаты

Автор диссертационной работы принимал непосредственное участие в постановке задачи, оснащении средствами измерения экспериментальной установки, разработке программы и методики экспериментов, проведении экспериментов, обработке результатов исследований и выпуске научно-технических отчетов.

На защиту выносятся

Результаты экспериментальных исследований перемешивания теплоносителя первого контура в опускном канале и напорной камере реактора ВВЭР-1000 с применением кондуктометрической методики. Исследования проводились применительно к следующим режимам:

• перемешивание потоков теплоносителя с различной концентрацией бора при пуске ГЦН;

• перемешивание потоков теплоносителя с разной плотностью при восстановлении естественной циркуляции в процессе аварии с «малой» течью теплоносителя первого контура;

• перемешивание потоков теплоносителя при работе различного числа ГЦН и в условиях естественной циркуляции.

Апробация работы и публикации

По теме диссертационной работы были сделаны публикации в рецензируемых журналах, а также доклады на конференциях, в частности:

E.А. Лисенков, Ю.А. Безруков, В.Н.Ульяновский, JI.A. Салий, Д.В.Ульяновский, Д.В. Зайцев, С.Г. Сергеев, М.А. Быков, С.И. Зайцев и др. «Исследование перемешивания теплоносителя в опускной камере реактора» // Вопросы атомной науки и техники, вып. 23, 2008.

F. Moretti, D. Melideo, A. Del Nevo, F. D'Auria, Т. Hoehne and E. Lisenkov. "CFD Analysis of a Slug Mixing Experiment Conducted on a VVER-1000 Model" // Hindawi Publishing Corporation, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2009, Article ID 436218,12 pages, doi:10.1155/2009/436218.

М.А. Быков, Е.А. Лисенков, Ю.В. Беляев, В.Н.Ульяновский и др. «Верификация модели перемешивания теплоносителя в корпусе реактора по результатам экспериментов на 4-х петлевом стенде ФГУП ОКБ «Гидропресс» // Труды 5-ой Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, май 2007.

Е.А. Лисенков, Ю.А. Безруков, А.В. Селезнев, В.Н.Ульяновский, Л.А. Салий, Д.В.Ульяновский, Д.В. Зайцев, С.Г. Сергеев, М.А. Быков, С.И. Зайцев. «Исследование перемешивания теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000» // Труды 6-ой Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 26-29 мая, 2009.

S. Kliem, Т. Hoehne, U. Rohde, М. Bykov, Е. Lisenkov. COMPARATIVE EVALUATION OF COOLANT MIXING EXPERIMENTS AT THE ROCOM AND THE GIDROPRESS TEST FACILITIES // Труды 6-ой Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия, 26-29 мая, 2009.

По результатам выполненных по теме диссертации исследований выпущено 4 научно-технических отчета.

Структура и объем диссертации

Диссертация состоит из введения, 5 глав и выводов, 145 страниц текста, 108 иллюстраций и списка литературы из 32 наименований. Благодарности

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Лисенков, Евгений Александрович

ВЫВОДЫ ПО ДИССЕРТАЦИИ

1. Решена актуальная научно-техническая задача по созданию экспериментальной установки и проведению на ней исследований процессов перемешивания теплоносителя в опускном канале и напорной камере ВВЭР. Полученные данные использованы для верификации программных средств.

2. Выполнен анализ ситуаций при эксплуатации реакторных установок с ВВЭР, когда вследствие отказов оборудования или ошибок персонала возможно попадание в активную зону реактора потоков теплоносителя с пониженной концентрацией борной кислоты или пониженной температурой. Показано значительное влияние этих ситуаций на безопасность реакторной установки и обоснована необходимость экспериментального исследования. Анализ известной литературы показал недостаток экспериментальных данных применительно к ВВЭР.

3. Из всей совокупности ситуаций, связанных с изменением температуры или концентрации борной кислоты на входе в реактор, были отобраны режимы, подлежащие экспериментальным исследованиям с учетом степени важности для безопасности АЭС и характера воздействия на оборудование и элементы РУ. Экспериментальные режимы для проведения исследований были смоделирован^ с использованием критериев подобия Струхаля, Фруда и Рейнольдса. Определены параметры экспериментов, сформирована матрица экспериментов.

4. Для измерения концентрации трассера была использована кондуктометрическая методика, которая имеет существенные преимущества перед температурной методикой вследствие отсутствия теплообмена между теплоносителем и конструктивными элементами оборудования.

5. В процессе исследований выполнено десять различных экспериментов по перемешиванию потоков теплоносителя в проточной части модели реактора ВВЭР-1000, причем каждый эксперимент для статистической надежности был повторен, как минимум, пять раз. Результаты экспериментов продемонстрировали ярко выраженный пространственный характер распределения концентраций трассера по сечению модели реактора.

6. В результате исследований установлено, что при поступлении пробки конденсата в реактор в условиях естественной циркуляции разность плотностей теплоносителя в пробке и циркуляционном контуре сильно влияет на характер перемешивания в опускном канале реактора. «Легкая» или «тяжелая» пробка задерживается в опускном канале и напорной камере реактора и процесс проникновения конденсата в активную зону реактора растягивается во времени. Данный эффект существенно снижает опасность реактивностной аварии.

7. Получено хорошее согласие результатов расчетов, выполненных с помощью CFD кода ANSYS CFX, с результатами проведенных экспериментов, что создает предпосылки для расчетного моделирования режимов, связанных с перешиванием потоков с различной концентрацией борной кислоты или температуры.

8. Результаты экспериментальных исследований обсуждены широким кругом специалистов и рекомендованы для верификации расчетных кодов. Создан Российский банк данных для верификации пространственных теплогидравлических кодов, предназначенных для обоснования безопасности РУ с ВВЭР.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Лисенков, Евгений Александрович, 2009 год

1. Нигматулин Б.И., Василенко В.А., Соловьев C.JI. и др. Разработка расчетных кодов нового поколения актуальная задача развития отечественной атомной энергетики // Теплоэнергетика. № 11. 2002. - С. 2-10.

2. Validation Matrix for the Assessment of Thermal Hydraulic Codes for YVER LOCA and Transients // A report by the OECD Support Group on the VVER Thermal Hydraulic Codes Validation Matrix, 2001.

3. Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии, РД-03-34-2000, 2000.

4. А.Л.Громов, С.П.Калугин и др. Исследование аварий со снижением концентрации борной кислоты в 1-м контуре РУ с ВВЭР-1000 (модель 91). Proceedings of the ASME-JSME 4th International Conference on Nuclear Engineering, 1996.

5. В.П. Спассков, Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов и др. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР, ИКЦ «Академкнига», 2004, стр. 196-219.

6. EUBORA. Concerted Action on Boron Dilution Experiments. Paper on FISA-99 Symposium, 29 November -1 December 1999, Luxembourg.

7. Logvinov S.A., Ulyanovsky V.N., Bezrukov Yu.A., Kozlov A.N. Mixing of coolant with different boron concentration at the VVER-1000 core inlet during RCP start-up. Proceedings of "ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000", Bonn, 22-24 May 2000. p.p.

8. Yu. Bezrukov et. al. A Study of Boron and Temperature Mixing in the Downcommer and Lower Part of a VVER Reactor Vessel. Nuclear Technology, May 2004, Vol 146, No. 2, pp. 122-130.

9. Ю.А. Безруков, Ю.Г. Драгунов, C.A. Логвинов, B.H. Ульяновский, Исследование перемешивания потоков теплоносителя в корпусе ВВЭР, Атомная энергия, том 96, вып. 6, июнь 2004, стр. 432-439.

10. U. Rohde, S. Kliem, В. Hemstrom, Т. Toppila, Y. Bezrukov, The European project FLOMIX-R: Description of the slug mixing and buoyancy related experiments at the different test facilities (Final report on WP 2), August 2005.

11. Ю.А. Безруков. Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований. Докторская диссертация, ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2007, стр. 124-156.

12. Yu. Bezrukov, Yu. Dragunov, S. Logvinov, V. Ulyanovsky, Study of Coolant Mixing in the VVER Vessel, 13th Symposium of AER on VVER Reactor Physics and Reactor Safety, Dresden, Germany, 22-26 September, 2003.

13. J. Elter: "Experiment Summary Report: Experimental investigation of thermal mixing phenomena in a six loop VVER type reactor", Paks Nuclear Power Plant Ltd, Safety Assessment Group, 28.02.2002

14. Цымбалов С.А., Крайко A.B. Температурное поле в теплоносителе на входе в активную зону ВВЭР 440. Атомная Энергия, т.52, вып. 5, май 1982, стр. 304-308.

15. Jirous F., Teplotni a rychlostni pole па vstupu do aktivni zony VVER-440 (in Czech), Jadema energie 35, 1989, p.p. 390-396.

16. T. Hohne, Vergleich von Kuhlmittelstromung und — vermischung in einem skalierten Modell des DWR KONVOI mit den Vorgangen im Originalreaktor, FZR-Report, FZR-210, 7S, 1998.

17. T. Hohne, G. Grunwald, H.-M. Prasser, Das 1:5 skalierte Vermischungsmodell des DWR KONVOI, Arbeitsbericht, FZR, 29 S, 1999.

18. Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АС с реактором типа ВВЭР, ПНАЭ Г- 01-036-95, с Изменением №1,1995 г.

19. С.А. Логвинов, Ю.А. Безруков, Ю.Г. Драгунов. Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР, ИКЦ «Академкнига», 2004, стр. 223-235.

20. Кондуктометр "Эксперт-002". Руководство по эксплуатации и методика поверки, КТЖГ.414311.004 РЭ, ООО "Эконикс-эксперт", Москва, 2005.

21. П.В. Новицкий, И.А. Зограф. Оценка погрешностей результатов измерений, «Энергоатомиздат», 1985, стр. 122-125.

22. ANSYS CFX-10.0 User Manual, (embedded in the software package), 2005.

23. ANSYS ICEM-CFD 10.0 User Manual, (embedded in the software package), 2005.