Содержание к диссертации
Введение
1 Ретроспективный обзор новейших разработок пассивных систем безопасности аэс с во до-водяными реакторными установками (состояние вопроса) 15
1.1 Пассивные системы аварийного залива активной зоны и отвод остаточного тепловыделения 16
1.1.1 Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя 17
1.1.2 Пассивные системы безопасности реактора ввэр-640 с рув-407. 27
1.1.3 Пассивные системы безопасности реактора ввэр-1000 с ру в-392 30
1.1.4 Пассивные системы безопасности реакторов типа advanced passive (ар) 35
1.1.5 Пассивные системы безопасности реактора ер1000 39
1.1.6 Пассивные системы безопасности реактора apwr+ 40
1.1.7 Пассивные системы безопасности реактора iris [45]. 45
1.2 Анализ теплогидравлических представлений об отводе тепла от днища корпуса к воде в бетонной шахте реактора 47
1.2.1 Особенности теплообмена на обращенных вниз поверхностях 49
1.2.2 Эксперименты на крупномасштабных моделях днища корпуса реактора 52
1.3 Системы пассивного отвода тепла и пассивной фильтрации аэс нового поколения 62
1.3.1 Пассивные системы отвода остаточного тепла 63
1.3.2 Пассивные системы фильтрации 66
1.4 Водородная взрывобезопасность аэс 70
1.4.1 Критерии водородной взрывобезопасности 71
1.4.2 Выбор производительности и мест размещения пассивных каталитическихрекомбинаторов водорода 74
1.5 Выводы и задачи комплексного исследования по обоснованию пассивных систем безопасности аэс нового поколения на основе мирового опыта проектирования и эксплуатации атомных станций 76
2 Экспериментальные исследования теплообмена при охлаждении днища корпуса реактра в обоснование удержания кориума в корпусе ВВЭР 79
2.1 Схема экспериментального стенда 81
2.2 Экспериментальный участок, методика экспериментов и обработки опытных данных 82
2.3 Излив расплава pb-bi в холодный корпус модели, охлаждение водой корпуса модели 85
Выводы из главы 2 94
3 Теплогидравлическое обоснование проектных функций пассивной системы ге-2 залива активной зоны реакторной установки ВВЭР-1000 96
3.1. Особенности теплогидравлических процессов в системе ге-2 101
3.2 Оборудование и экспериментальные исследования на крупномас-штабном стенде 103
3.3 Методические вопросы исследования проектных функций системы ге-2 109
3.4 Исследование расходной характеристики стенда ге-2 112
Выводы из главы 3 121
4 Экспериментально-расчетные исследования в обоснование работоспособности системы пассивного отвода тепла ВВЭР-640 123
4.1 Особенности течений в системе труба-емкость при температурной неоднородности и некоторые расчетные оценки применительно к системе аварийного охлаждения 126
4.1.1 Режимы течения и параметры двухфазных потоков в горизонтальных трубах 135
4.1.2 Конденсационные гидроудары и условия их возникновения 140
4.2 Экспериментальные исследования на стенде установки элемент контейнмента (эк) 144
4.3 Экспериментальные исследования на стенде малой модели сбросного трубопровода и баот 150
Выводы из главы 4 154
5 Экспериментально-рассчетные исследования в обоснование проектных функций пассивной системы фильтрации ВВЭР-1000 155
5.1 Оптимизация конструкции воздушного тракта спот 158
5.2 Экспериментальное исследование выноса водного аэрозоля на модели
микротрещины защитной оболочки аэс 176
5.3 Экспериментальные исследования тепловой мощности теплообменника «воздух-воздух» в пассивной системе фильтрации протечек в аэс 187
Выводы из главы 5 199
6 Экспериментально-расчетные исследования в обоснование работоспособности пассивной системы локализации последствий тяжелой аварии ВВЭР-1000 201
6.1 Экспериментальная модель и методика эксперимента 201
6.2 Расчетные исследования структуры течения кипящей воды в экспериментальной модели 213
выводы из главы 6 220
7 Исследование особенностей протекания пароциркониевых реакций в
условиях повторного охлаждения активной зоны 222
7.1 Экспериментальное исследование кинетики пароциркониевой реакции 223
7.2 Проведение экспериментов 233
7.3 Результаты экспериментов и их обсуждение 234
7.4 Обобщение экспериментальных данных по выходу водорода 242
7.5 Металлографическое исследование имитаторов 244
выводы из главы 7 256
8 Заключение 258
Список использованных источников
- Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя
- Экспериментальный участок, методика экспериментов и обработки опытных данных
- Оборудование и экспериментальные исследования на крупномас-штабном стенде
- Конденсационные гидроудары и условия их возникновения
Введение к работе
Актуальность работы
Потребность в создании высокоэффективных, экологически чистых источников энергии привела к появлению в промышленно развитых странах новой отрасли - атомной энергетики. Однако потенциальная опасность использования атомной энергии в крупномасштабном энергетическом производстве, проявившаяся в авариях на АЭС "Три Майл Айленд" (США 1979) и Чернобыльской АЭС (1986), существенно подорвало доверие населения к атомной энергетике.
В результате, интенсивное развитие атомной энергетики в большинстве развитых стран заметно замедлилось, а в ряде стран приостановилось.
Однако в обозримом будущем реальной альтернативы атомной энергетики в общем развитии мировой энергетики нет. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с необратимыми катастрофическими последствиями для окружающей среды и человечества выбросами в атмосферу продуктов сгорания.
В этих условиях особое значение приобретает глобальный пересмотр концепции безопасности АЭС на всех стадиях - нормальной эксплуатации, плановых и аварийных остановках, вывода из эксплуатации. Должны быть пересмотрены подходы к определению места и роли атомной энергетики в мировой экономике, пути и темпы ее развития. Необходимо выработать новые условия и требования к техническому состоянию АЭС, к надежности и эффективности методов и средств обеспечения их безопасности. При этом сроки, отпущенные на реализацию и новый этап интенсивного развития атомной энергетики, крайне ограничены.
Гарантия ядерной и радиационной безопасности АЭС в значительной степени обеспечивается совершенством, надежностью и достаточностью специальных защитных систем.
В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы:
Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.
Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.
Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».
Инвестиционная программа электроэнергетики России до 2015 года, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.
В соответствии с указанными директивными документами, целевой задачей атомной энергетики является повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.
Достижение безопасной работы АЭС необходимо для действующих сейчас в мире значительного числа АЭС, но особенно, для вновь создаваемых АЭС.
Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Новые АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависят от ошибок персонала.
Рассматривая, как решались проблемы безопасности в процессе развития атомной энерге-
тики можно отметить следующие:
толкование термина безопасность и содержание технологических целей для ее достижения решалось и углублялось в ходе самого процесса развития атомной энергетики. Этот процесс имеет место и сейчас. Можно ожидать смещения целей безопасности АЭС 21 века в сторону реализации технологий внутренней самозащищенности энергетических реакторов, хотя сейчас таких требований регулирующие органы и нормативно-технические документы не предъявляют;
хорошо заметна динамика целей в ретроспективе: принципы и цели глубокоэшелониро-ванной защиты возникли именно тогда, когда созрели соответствующие концепции и технологии. Тоже можно ожидать с пассивными технологиями и др. Каждому этапу развития атомной энергетики соответствует та отметка на шкале безопасности, которую может обеспечить уровень развития науки и техники, т.е. в пределах каждого этапа развития реализуется предельно возможный и экономически целесообразный уровень безопасности;
действующие в настоящее время блоки АЭС будут продолжать работу, если экономически целесообразны меры, позволяющие скомпенсировать отклонения от требований новых нормативных документов, которые в свою очередь будут соответствовать достигнутому уровню науки и техники.
Атомные станции 21 века - это источник энергии, обладающий, по крайней мере, следующими свойствами:
экономичность производства электроэнергии и/или тепла по сравнению с альтернативными источниками;
безопасность производства, выражающаяся в отсутствии превышения индексов отрицательных воздействий на окружающую среду и/или ограничения жизнедеятельности населения на территории за оградой промплощадки АЭС при любых возможных ситуациях;
низкая чувствительность к человеческому фактору;
высокая надежность производства энергии, в том числе в условиях особых природных явлений, техногенных и социальных событий;
способность экономичной работы в пиковой и полупиковой частях графика нагрузок, поддержание в требуемых пределах частоты и мощности в энергосистемах.
Развитие атомной энергетики осуществляется на основе использования опыта эксплуатации блоков-предшественников. На основе этого опыта в России сформирована хорошая нормативная, научно-экспериментальная и промышленная базы. Сформированы коллективы, обладающие опытными высококвалифицированными кадрами, способные решать поставленные проблемы.
Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощностью с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам РУ нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99, АЭС-92 и РУ 484.
При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнения основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.
В диссертации представлены результаты исследований, выполненных в Государственном научном центре Российской федерации - Физико-энергетическом институте в рамках обоснования проектных функций пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР-640, АЭС-92, АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Эти исследования выполнялись в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНИИПКИ Атомэнергопроект (Москва), СПб АЭП (Санкт-Петербург).
В целях достижения приемлемого уровня самозащищенности в проекты реакторных установок нового поколения внесены принципиально новые системы - пассивные системы безопасности.
Экспериментальное и расчетно-аналитическое обоснование существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и комплексное обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР, является целью диссертационной работы.
Научная новизна
Предложены и обоснованы комплексные подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных систем безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.
Впервые проведено расчетно-экспериментальное обоснование проектных функций системы аварийного залива активной зоны ГЕ-2 (гидроемкостей второй ступени) и экспериментально доказана ее работоспособность.
Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.
По результатам исследований особенностей течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, выработаны рекомендации как исключить условия возникновения гидроударов и повысить устойчивость системы.
Выполнен расчетно-экспериментальный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях.
Выполнены расчетно-экспериментальные исследования в обоснование удержания расплава кориума в устройстве локализации.
Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, разработанных по результатам целенаправленных экспериментальных исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчета погрешности измерений. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.
Практическая ценность
Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности. Эти рекомендации реализованы во вновь проектируемых АЭС - 92, АЭС «Куданкулам».
Предмет защиты
Автор защищает:
Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;
Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;
Обоснование работоспособности системы ГЕ-2;
Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;
Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР средней мощности;
Результаты исследований устройства удержания расплава в пределах шахты.
Личный вклад автора
Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор, НВ АЭС-2, АЭС «Куданкулам» в Индии и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке расчетных и экспериментальных исследований в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.
Апробация материалов диссертации.
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на многочисленных национальных и международных научно-технических конференциях и семинарах в Москве, Санкт-Петербурге, Подольске, Обнинске, Удомле, Брюсселе, Праге, Ницце, Балтиморе, Арлингтоне.
По теме диссертации автором в соавторстве выпущено и опубликовано 29 статей и докладов.
Структура и объем диссертации
Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя
На АЭС с пассивными системами безопасности в случае проектной аварии не требуется участие оператора в течение длительного времени после наступления аварии. Пассивные системы используют только физические процессы, такие как гравитация, естественная конвекция и др. Конструкции контейнментов, бассейны с водой, гидроемкости обеспечивают отвод остаточного тепла. В этих системах отсутствуют активные компоненты, такие как насосы, воздуходувки, водяные холодильники, дизели и т.д. Поскольку атмосферный воздух является чаще всего последним (конечным) поглотителем тепла, отпадает необходимость в системах водоснабжения устройств различного уровня безопасности, что должно привести к значительному конструктивному упрощению станции и уменьшению капитальных затрат. Вследствие отсутствия активных систем, требующих внимание персонала, может быть достигнут период работы без участия персонала в несколько дней. По нормативным документам США (US URD) этот период должен составлять 72 часа. Согласно нормативным документам ГАН, для российских АЭС с ВВЭР этот период составляет 24 часа [8].
На основе обзоров проектов АЭС нового поколения, проводимых МАГАТЭ [9, 10], и публикаций [11, 12 - 16], комплексные пассивные системы безопасности по назначению, времени активации и длительности функционирования можно разделить на четыре самостоятельные системы: - систему отвода остаточного тепловыделения, действующую, главным образом, при обесточивании АЭС и при авариях с малыми и средними течами; - систему залива активной зоны, действующую при авариях со средними и большими течами; - систему охлаждения контейнмента во всех случаях утечки теплоносителя из первого и второго контуров; - систему охлаждения активной зоны водой аварийного бассейна, образующегося в контеинменте при авариях с большими течами (система длительного расхолаживания).
Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя
Для предотвращения дальнейшей деградации A3 при авариях с малыми течами при обесточивании АЭС к системе первого контура предъявляются следующие требования: 1) активная зона не должна быть «оголена» и остаточное тепло должно отводиться от первого контура. Поддержание активной зоны в «неоголенном» состоянии требует повторного затопления реакторного пространства с помощью системы аварийного охлаждения зоны;
В случае больших аварий, когда в первом контуре быстро падает давление, остаточное тепло сосредотачивается в контеинменте, и аварийная система охлаждения зоны при низком давлении может повторно залить зону. Однако, в случае небольших повреждений системы первого контура, когда давление падает медленно, остаточное тепло из-за течи отводится не полностью. Одним из альтернативных решений в этом случае является резкое понижение давления в первом контуре (проект ВВЭР-640) чтобы отвести остаточное тепло посредством системы повторного залива низкого давления (классическое решение в кипящих водо-водяных реакторах (BWR)) или с помощью гравитационно-управляемых систем [17].
Для водо-водяных реакторов высокого давления (PWR) в процессы отвода остаточного тепла A3 должны быть включены и парогенераторы. 2) для предотвращения роста давления в контейнменте, необходимо его охлаждение. В «классических» станциях нового поколения, основанных на использовании активных систем безопасности, повышенная степень безопасности достигается путем: - больших запасов воды в реакторном пространстве, что ведет к более позднему осушению активной зоны; - больших запасов воды во втором контуре парогенераторов: это приводит к более позднему осушению парогенератора и увеличению срока работы без аварийной питательной воды; - больший объем компенсатора давления ядерного реактора; примером является ЕР 1000; - выведение из первого контура трубопроводов, чтобы понизить вероятность LOCA; примером являются ABWR без внешних циркуляционных насосов и ЕР 1000 с насосами, присоединенными к парогенераторам; - прямая инжекция в корпус теплоносителя аварийного охлаждения; (элемент, предложенный в проекте KNGR [18]); - перемещение аварийных источников охлаждения водой во внутрь контейнмента, т.е. размещение бассейна-хранилища воды (RWST), который обеспечивает водой в процессе аварийного охлаждения внутрь контейнмента -внутриконтейнментное решение (IRWST); - автоматическое снижение давления в системе первого контура, за которым следует инжекция воды низкого давления, общая характерная особенность BWR. При аварии, когда сохраняется целостность системы первого контура, но нарушен нормальный теплоотвод (аварийная ситуация связана со вторым контуром парогенератора или с турбиной), предлагаются следующие решения: Теплообменники соединяются с системой первого контура и погружены в водный бассейн, находящийся внутри контейнмента. Примером такого решения являются АР-600 или ЕР 1000 [14, 17].
Экспериментальный участок, методика экспериментов и обработки опытных данных
Эксперименты на стенде CYBL (США) [57]. Стенд CYBL (Cylindrical BoiLing) является стендом, воспроизводящим натурные размеры реактора и предназначен для подтверждения концепции затопления шахты реактора для управления тяжелой аварии. Конструкция CYBL представляет собой "бак в баке". Внутренний бак, выполненный из нержавеющей стали диаметром 3,7 м и высотой 6,8 м, имитирует корпус реактора, а внешний, изготовленный из той же стали диаметром 5,1 м и высотой 8,4 м, - шахту реактора. Подвод энергии осуществляется излучением от 20 ламповых панелей. Общая мощность стенда 4,6 МВт.
Максимальный тепловой поток, зарегистрированный в экспериментах,
составил 400 кВт/м2. Поскольку днище корпуса на стенде CYBL более плоское, чем полусферическое днище большинства тепловых реакторов США, то полученные данные более консервативны при применении к поверхностям с более крутыми углами наклона.
Из-за большого столба воды в районе днища всегда имело место пузырьковое кипение в условиях недогретой воды. Область кипения на наружной поверхности днища, как показали визуальные наблюдения и видеосъемка, можно разделить на две зоны: циклически пульсирующая центральная зона днища и внешняя устойчивая зона с двухфазным пограничным слоем. Конденсация имела место на границах обеих зон. Масса воды в кольцевом пространстве, образованном корпусом реактора и шахтой представляла собой однофазную жидкость.
Пузырьковое кипение в центральной части днища носило циклический характер и, как отмечали авторы, имело четыре отчетливые фазы: непосредственный контакт жидкости с поверхностью, образование и рост пузырьков, слияние пузырьков с образованием больших конгломератов, достигающих в диаметре до 1 м, разрушение паровых образований на мелкие образования с последующей конденсацией в окружающей недогретой воде. Максимальная толщина парового кольца достигала 1-ьЗ см, в зависимости от величины теплового потока.
Выйти на кризис в экспериментах на CYBL при данных тепловых потоках не удалось.
Эксперименты ОКБ "Гидропресс" [50]. Выполнив серию экспериментов на плоских пластинах [49], о которых говорилось выше, и подобрав оптимальную ширину криволинейной пластины, в дальнейшем были проведены исследования на крупномасштабных моделях, представляющих собой криволинейные пластины в виде эллиптического цилиндра, воспроизводящего очертания нижней части корпуса реактора. Обогрев осуществлялся прямым пропусканием тока. Схематично все крупномасштабные модели изображены на рисунке 1.24.
Модель № 1 представляла собой криволинейную пластину длиной 2,4 м, шириной 250 мм и имитировала половину поверхности днища от полюса до участка перехода к цилиндрической части корпуса. Модель № 2 имела такие же размеры, но другую форму и имитировала центральную часть днища. Модель № 3 представляла собой криволинейную пластину длиной 6 м, шириной 200 мм и моделировала полностью поверхность днища от одного края до другого. В моделях № 1 и 2 тепловыделение было равномерным, в экспериментах на модели № 3 испытания проводились как с равномерным, так и неравномерным тепловыделением. Наибольшее тепловыделение было в части перехода эллиптической части в цилиндрическую. На этой же модели моделировался пароотводящий тракт с целью выяснить, имеются ли пульсации уровня воды в районе перехода эллиптической части днища в цилиндрическую. Рисунок 1.24 - Схемы крупномасштабных моделей
За момент возникновения кризиса теплоотдачи бралось достижение температуры внутренней поверхности пластины 400 С. В опытах на модели № 1 были получены значения критического теплового потока 185 кВт/м , которые оказались несколько выше значений, полученных на плоских пластинах [49]. Установка кожуха, модель № 2, привела к увеличению критического теплового потока в несколько раз, до 600 кВт/м2. В случае неравномерного тепловыделения, модель № 3, был достигнут тепловой поток 1,1 МВт/м2. На этой же модели при равномерном тепловыделении тепловой поток составлял 580 кВт/м . Пульсаций уровня воды обнаружено не было. Низкие значения критических тепловых потоков, полученные в [50], для плоской части днища существенно отличаются от данных, полученных как на стенде ULPU-2000, так и на стенде CYBL. На наш взгляд, причина такого расхождения в следующем: - в экспериментах ОКБ "Гидропресс", не моделировались условия шахты с водой, где уровень воды составляет несколько метров и вода в районе днища остается недогретой; - температура воды вблизи днища была близка к температуре насыщения, что заметно снижало значение критического теплового потока; - криволинейные пластины в виде эллиптического цилиндра обеспечивали эвакуацию пара только в радиальном направлении, не давая возможность ему растекаться по азимуту, как в реальной установке, что также приводило к более раннему наступлению кризиса на нижней поверхности днища.
Поэтому к величине критического теплового потока 185 кВт/м надо относиться с определенной осторожностью, учитывая вышеупомянутые замечания.
Эксперименты на стенде "Петля" НИТИ [58]. На стенде "Петля" проводилось исследование кризиса теплообмена для условий, моделирующих охлаждение наружной поверхности корпуса ВВЭР-500. Если эксперименты ОКБ "Гидропресс" проводились в условиях большого объема и естественной циркуляции охлаждающей воды, то в НИТИ осуществлялась принудительная циркуляция воды. Электрообогреваемая пластина повторяет ориентацию, кривизну и протяженность образующей днища корпуса реактора, Ширина пластины 90 мм, толщина -25 мм. Пластина закреплена в П-образном коробе, образуя криволинейный канал прямоугольного сечения высотой 95 мм. В трех местах во всю ширину пластины были выфрезерованы пазы протяженностью 100 мм, толщина пластины в этих местах 7 мм. Указанные участки образуют "горячие пятна", на которых провоцировалось возникновение кризиса кипения. Удалось получить данные для "горячего пятна" № 1, расположенного вблизи нижней точки модели и массовых скоростей 140 и 340 кг/(м с). Для "пятен" № 2 и № 3, расположенных на расстоянии 1750 мм (по дуге радиусом 3860 мм) - угол наклона поверхности к горизонту 27 " и на вертикальном участке, соответственно, данные ограничены единичными экспериментами. На рисунке 1.25 представлены данные, полученные для "пятен" № 1 и № 2 при pw = 340 кг/(м -с).
Эксперименты ФЭИ [60, 61]. Устройство экспериментальной установки, предназначенной как для обоснования возможности удержания расплава активной зоны в корпусе реактора, так и для верификации отдельных блоков расчетного кода "КОСТЕР", описывающих развитие тяжелой аварии с расплавлением активной зоны реактора, показано на рисунке 2.2. Основным элементом установки является модель корпуса реактора в масштабе 1:10с эллиптическим сменным днищем (2) внутренним диаметром 400 мм, высотой эллиптической части 100 мм с толщина стенки 10 мм. Днище окружено обечайкой, выполненной из нержавеющей стали 12Х18Н10Т. По образованному кольцевому зазору осуществляется циркуляция воды или воздуха, охлаждающих днище. Величина кольцевого зазора 16 мм. В экспериментах при изучении теплообмена, использовалось днище, изготовленное из нержавеющей стали, а в экспериментах, моделирующих расплав днища использовался сплава свинца с висмутом. В отличие от рассмотренных выше экспериментальных моделей, где тепловой поток на наружной поверхности днища создавался в результате прямого пропускания электрического тока, кроме CYBL, в данной установке расплав активной зоны (кориум) моделируется сплавом свинца с висмутом либо расплавом свинца (для экспериментов с расплавлением днища).
Оборудование и экспериментальные исследования на крупномас-штабном стенде
Система состоит из четырех групп гидроаккумулирующих емкостей (по 2 в каждой) с раствором борной кислоты концентрацией 16 г/кг, находящихся под атмосферным давлением. Общий запас воды в емкостях принят 960 м3 что обеспечивает требуемый объем,, подаваемый в активную зону (720 м ), при отказе одной группы емкостей [10, 11].
По линии слива гидроемкости 2-ой ступени подключены к трубопроводам подсоединения к реактору гидроемкостей 1-ой ступени в неотключаемой от первого контура части.
В верхней части гидроемкости 2-ой ступени через специальные обратные клапаны подключены к "холодным" ниткам главных циркуляционных трубопроводов в зоне непосредственной близости их к коллекторам парогенераторов. Специальные обратные клапаны настроены на открытие при снижении давления в контуре до 1,5 МПа, после чего давление в гидроемкостях возрастает до давления в 1 контуре и вода под действием гидростатического напора стекает в реактор.
Гидроемкости 2-ой ступени имеют устройство защиты от превышения давления: по два предохранительных клапана на каждую группу гидроемкостей, имеют связи с системами газовых сдувок, организованных протечек, заполнения и дренирования гидроемкостей.
Емкости представляют собой вертикальные цилиндрические сосуды, размещенные на площадке обслуживания центрального зала. Это обеспечивает по отношению к реактору требуемый гидростатический напор. Емкости имеют уравнительные перемычки как по паровой, так и по водяной частям.
Для обеспечения необходимого изменения во времени расхода, слив раствора борной кислоты из емкостей в первый контур осуществляется через ряд параллельных трубопроводов с дроссельными шайбами. В проект реализуется вариант, предусматривающий четырехступенчатый временной график расхода. Каждой ступени расхода соответствует свой диапазон изменения уровня в емкостях. Расход на каждой ступени зависит от расположения по высоте мест подключения трубопроводов с дроссельными шайбами. Эти трубопроводы подсоединяются не к гидроемкостям, а к патрубкам вертикального коллектора Dy 200, который подсоединен к гидроемкостям в паровой и водяной частях. Такая схема подсоединения снижает число патрубков непосредственно на гидроемкостях. Для четырехступенчатого профилирования предусмотрено четыре отводящих трубопровода: Ду 100, Ду 100, Ду 50 и Dy 50, - с дроссельными шайбами.
На рисунке 3.2 показан проектный расход раствора борной кислоты из этих гидроемкостей через коллектор и систему трубопроводов с шайбами.
Пока уровень находится выше верхнего патрубка, расход воды максимальный и определяется пропускной способностью всех линий. При прохождении уровня от верхнего бокового патрубка до нижнего расход воды - промежуточный и определяется суммарной пропускной способностью двух параллельных линий, оснащенных соответственно ограничительными шайбами промежуточного и минимального расходов. Минимальный расход воды возникает после того, как уровень окажется под нижним патрубком, и будет определяться пропускной способностью только шайбы на трубопроводе Ду 50.
Функционирование системы при нормальной эксплуатации Пуск блока. Перед пуском блока гидроемкости заполнены до минимального уровня теплоносителем со стояночной концентрацией борной кислоты 16 г/кг. Давление в гидроемкостях атмосферное. Задвижки, отсекающие гидроемкости от первого контура после проведения гидроиспытаний при достижении в нем давления не менее 3 МПа открываются на всех гидроемкостях.
Эксплуатация на мощности. Система гидроемкостей находится в стерегущем режиме. Гидроемкости отделены от первого контура обратными клапанами. Протечки через обратные клапаны не превышают нормативных значений и отводятся в систему организованных протечек.
Останов блока. При снижении давления в первом контуре до 3 МПа на трубопроводах, соединяющих гидроемкости второй ступени с первым контуром, закрываются задвижки. Запас раствора борной кислоты в гидроемкостях второй ступени используется для заполнения шахты реактора и шахт ревизии верхнего блока и ВКУ на период перегрузки. После окончания перегрузки раствор борной кислоты возвращается в гидроемкости. Функционирование при авариях с течью теплоносителя из первого контура При возникновении аварийного режима с течью первого контура и одновременной потерей всех источников питания переменного тока по мере снижения давления происходит срабатывание гидроемкостей 1-ой ступени (при Р 5.9 МПа), а затем гидроемкостей 2-ой ступени (при Р 1,5 МПа), последние 100 обеспечивают за счет гидростатического столба жидкости дозалив активной зоны, а затем подачу в нее раствора борной кислоты для обеспечения съема остаточных тепловыделений в испарительном режиме.
Функционирование системы при отказе всех источников электроснабжения переменного тока на длительность до 24 часов с разрывом первого контура (малые и большие течи теплоносителя)
При возникновении исходного события с большой течью автоматически срабатывает A3, происходит резкое снижение давления в 1 контуре, сопровождающееся вскипанием 1 контура, срабатывают гидроемкости 1 ступени, затем 2 ступени. По истечении контрольного времени оба шибера (верхний и нижний) открываются автоматически. На первом этапе работы СПОТ происходит расхолаживание только ПГ по второму контуру. Максимальное время первого этапа при температуре воздуха +50С составляет около 45 мин. После того, как парогенераторы снизят по второму контуру свою температуру ниже температуры 1 контура, СПОТ прежде всего на неповрежденных петлях переходит на режим конденсации пара первого контура и возврат конденсата в активную зону.
Работа парогенератора в режиме конденсации пара сопряжена с поступлением в трубчатку неконденсирующихся газов. При срабатывании гидроемкостей 1 ступени в первый контур вместе с водой поступает растворенный в ней азот. С переходом СПОТ на второй этап работы азот попадает в трубчатку, а из нее "проталкивается" в холодную нитку. Из холодной нитки неконденсирующиеся газы будут поступать в паровой объем гидроемкостей 2-ой ступени, поскольку последний по мере слива воды будет высвобождаться. Для того чтобы этот процесс начинался раньше и не зависел от уровня воды в петлях, уравнительная линия между 1 контуром и гидроемкостями 2 ступени присоединена к вертикальному участку холодной нитки в непосредственной близости от коллектора ПГ.
В те периоды, когда конденсирующая мощность ПГ будет превышать парогенерирующую мощность реактора, в качестве неконденсирующихся газов в 1 контур вместе с паром будет поступать и воздух из внутреннего пространства защитной оболочки. Воздух, также как и азот, будет удаляться из холодной нитки в гидроемкости второй ступени.
После полного опорожнения гидроемкостей 2 ступени теплоотвод определяется только конденсирующей способностью ПГ и собственно СПОТ. Несмотря на небольшой температурный напор между паром и воздухом, поверхности теплообмена достаточно, чтобы отвести остаточное тепловыделение.
Процессы, происходящие в системе гидроемкостей второй ступени, можно поделить на несколько последовательных этапов. Для большей наглядности эти этапы условно показаны на принципиальной схеме системы ГЕ-2 (рисунок 3.3). Этап 1: Открытие клапана на паровой линии и установление начального давления в системе
Исходным событием для срабатывания системы ГЕ-2 является авария на АЭС, связанная с разгерметизацией первого контура РУ и падением давления в реакторе. Темп снижения давления, зависящий от размера течи, определяет временной интервал от начала аварии до момента ввода в работу системы пассивного залива. Запуск системы в работу происходит при снижении давления в первом контуре до 1,5МПа[13].
Конденсационные гидроудары и условия их возникновения
Для обеспечения защиты персонала АЭС, населения и окружающей среды от воздействия радионуклидов при любых эксплуатационных режимах АЭС, включая проектные и запроектные аварии, станции нового поколения снабжаются системой локализации аварии (рисунок 5.1) [1]. Основными компонентами этой системы являются внутренняя и внешняя защитные оболочки, между которыми имеется межоболочечное пространство (МОП), заполненное парогазовой средой.
В режимах нормальной эксплуатации и проектных аварий удаление парогазовой смеси из объема между оболочками осуществляется с помощью системы вытяжной вентиляции. В этих режимах вентиляторы системы забирают парогазовую смесь из МОП, создавая в объеме разрежение, и через фильтры среда поступает в вентиляционную (вытяжную) трубу.
При запроектных авариях, например, при потере источников тока, вентиляторы не работают, и разрежение в объеме между оболочками не создается. Из-за протечек парогазовой среды через внутреннюю защитную оболочку в объеме МОП создается избыточное давление. В этом случае под действием избыточного давления могут возникнуть неорганизованные протечки парогазовой среды.
Согласно проекту АЭС нового поколения (НП) для случая запроектной аварии задачу активной системы вентиляции по удалению и фильтрации протечек выполняет пассивная система фильтрации (ПСФ). Работает система пассивной фильтрации следующим образом. В режимах нормальной эксплуатации реакторной установки вентили 16 ПСФ находятся в закрытом положении. Теплопередающие каналы 14, фильтровальная установка 13 и вентиляционная труба 10 находятся в прогретом состоянии за счет теплообмена с горячими протечками атмосферного воздуха, проходящего через теплообменники-конденсаторы 6 системы пассивного отвода тепла (СПОТ). Прогретое состояние массы этих элементов обеспечивает поддержание ПСФ в постоянной готовности к работе после открытия вентилей 16. 156 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - паровой тракт; 4 - конденсатный тракт; 5 - входной кольцевой коллектор СПОТ; 6 - теплообменник - конденсатор СПОТ; 7 - затворы и регулятор СПОТ; 8 - тяговая шахта СПОТ; 9 -выходной коллектор СПОТ; 10 - вентиляционная (вытяжная) труба ПСФ; 11 - система быстрого ввода бора; 12 - ГЕ-2; 13 - фильтровальная установка; 14 - теплопередающие каналы; 15 - паровой коллектор; 16, 17, 18 -вентили; 19 - фильтр; 20 - вентилятор
Воздух, получив тепло в конденсаторах 6, проходя по воздушным тяговым шахтам 8 и вентиляционным трубам 10, нагревает находящиеся в них протечки. Температура среды в воздушных теплопередающих каналах, фильтровальной установке и вентиляционных трубах выше, чем в окружающей атмосфере, что создает разряжение в межоболочечном пространстве по отношению к атмосферному давлению. Благодаря созданию разряжения в межобол очечной полости исключается неорганизованный выход протечек через наружную оболочку в окружающую среду без очистки в фильтровальной установке.
В послеаварийный период блокируется связь пассивной системы фильтрации с межоболочечным пространством и атмосферой. В этом случае энергия, выделяемая в фильтровальных материалах при распаде накопленных радионуклидов, должна отводиться внутренними конвективными токами, рассеиваясь через наружную поверхность фильтровальной установки, и удаляется вентиляционной трубой.
Основными проектными характеристиками ПСФ является расходная характеристика и степень очистки среды. Под расходной характеристикой системы подразумевается величина протечки, которая может быть очищена фильтровальной установкой ПСФ при условии обеспечения разряжения в межоболочечном пространстве. Поскольку разряжение в МОП определяется величиной превышения выходной температурой среды в воздушных теплопередающих каналах (тяговая шахта СПОТ, вентиляционная труба - теплообменники «горячий воздух - холодный воздух») над температурой окружающей атмосферы, то для обоснования проектных функций ПСФ необходимо решение наиболее важных проблем, определяющих интенсивность теплопередачи. 1. Исследование локальных характеристик - распределения температур, скоростей и коэффициентов теплоотдачи по высоте теплопередающих каналов. 2. Исследование особенностей течения паровоздушной смеси и образования водного аэрозоля в модельных неплотностях стальной облицовки защитной оболочки и бетонных щелях. 3. Исследование интегральной тепловой характеристики теплообменников «воздух-воздух» (тепловая мощность, температура выхода в атмосферу из вентиляционных труб) при различных режимных параметрах греющего воздуха и заданном значении расхода фильтровальной среды из МОП.
Система пассивного отвода тепла [2] состоит из четырех независимых каналов. Воздушный тракт СПОТ состоит из входного кольцевого коллектора, теплообменников-конденсаторов, тяговых шахт и вентиляционных труб, индивидуальных для каждого теплообменника, и общего дефлектора (рисунок 5.2). Тяговые шахты с теплообменниками располагаются по периметру внешней части защитной оболочки АЭС.
Назначением общего коллектора является защита системы от воздействия ветра. Общий коллектор обеспечивает одинаковые условия на входе в теплообменники независимо от их расположения на защитной оболочке и исключает или, по крайней мере, сводит к минимуму воздействие ветра на работу СПОТ. Размещение дефлектора в верхней точке воздушного трака повышает тягу в шахтах и обеспечивает одинаковые условия на их выходе.
Конструкция вентиляционной трубы должна обеспечивать подогрев газовой среды над фильтровальной установкой до температуры, превышающей атмосферную при любых погодных условиях (наличие либо отсутствие ветра).
Распределение скоростей и температур в выходном коллекторе СПОТ
В [3] представлены результаты расчетов производительности пассивной системы фильтрации для различных параметров внешней среды при условии обеспечения разрежения по всей высоте межоболочечного пространства.
Обогреваемая часть вентиляционных труб рассматривалась как параллельный пучок цилиндрических труб. В качестве рабочей среды рассматривался воздух.
При расчетах температура воздуха в выходном коллекторе СПОТ и коэффициент теплоотдачи от наружной поверхности трубы задавались в зависимости от температуры атмосферного воздуха.
