Обоснование безопасности реакторов ВВЭР на основе экспериментальных теплогидравлических исследований

В развитии конструкций реакторов ВВЭР с целью повышения их рабочих параметров, увеличения единичной мощности, повышения надежности и безопасности важную роль играли исследования теплогидравлических процессов в оборудовании АЭС как в нормальных условиях эксплуатации, так и при их нарушении, а также в аварийных условиях. Необходимость таких исследований диктовалась новизной проблемы, отсутствием аналогов в других областях техники, постоянно растущими требованиями к безопасности АЭС, поскольку аварии на них могут приводить к очень серьезным последствиям для населения и окружающей среды. С момента создания первого реактора ВВЭР-210, запущенного в 1964 г., объем исследований по теплогидравлике ВВЭР непрерывно расширялся, что, с учетом накопления опыта эксплуатации, позволило последовательно наращивать единичную мощность энергоблоков: 365, 440, 1000 МВт (эл.). В стадии разработки находится реактор с мощностью 1500 МВт (эл.), в котором концентрируется весь опыт создания установок предыдущих поколений. Исследования получили дополнительный стимул после выхода ВВЭР на международный рынок, когда требования по безопасности АЭС начали приводиться в соответствие с требованиями, действующими за рубежом. Это было естественным, поскольку широкое распространение АЭС потребовало снижения вероятности аварий, опасных для населения и окружающей среды, до чрезвычайно низкого уровня: 10″ 6 — 10~7 на один реактор в год. Если первые эксперименты представляли собой простейшие испытания, направленные на получение интегральных характеристик оборудования, то в последующие годы был проделан большой скачок в размахе и глубине исследований, без чего невозможно было бы повышение мощности энергоблоков, обоснование их надежности и безопасности. Например, изучение таких вопросов, как кризис теплоотдачи, гидродинамика реактора и первого контура, процессы в аварийных и переходных режимах выдвинуло проводимые работы в разряд научно-исследовательских. Коренным образом изменилось техническое оснащение экспериментов. Сейчас они немыслимы без применения современных систем сбора и обработки информации на основе вычислительной техники. Для обоснования расчетных кодов, используемых для обоснования проектов, необходимо было разработать современные расчетные методики и заложить в эти методики достоверные, проверенные экспериментом, замыкающие соотношения.

Актуальность работы. АЭС, оснащенные реакторами с водой под давлением, являются наиболее распространенными, как в России, так и в мире. По состоянию на конец 2006 г. в России работало 15 блоков с реакторами ВВЭР, из них 9 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и 6 блоков с реакторами ВВЭР-440. Еще 15 блоков с реакторами ВВЭР-1000 и 21 блок с реакторами ВВЭР-440 работают в ближнем и дальнем зарубежье. Ведется сооружение 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Индии и Иране. Согласно Федеральной целевой программе к 2015 году предусматривается ввод в эксплуатацию 10 новых энергоблоков атомных электростанций общей установленной мощностью не менее 9,8 ГВт. Разрабатываются проекты перспективных реакторных установок (РУ) повышенной безопасности с реакторами ВВЭР-640, ВВЭР-1000, ВВЭР-1200 и ВВЭР-1500.

Основным элементом, определяющим безопасность АЭС, является активная зона реактора. Ее конструкция непрерывно совершенствуется. Появляются новые конструкции ТВС, предлагаются новые типы безопасных твэл, например с микротопливом. От состояния активной зоны, ее целостности и температуры зависит выход продуктов деления (основного поражающего фактора) за пределы АЭС. Состояние активной зоны определяется ее температурным режимом. Как показывает опыт эксплуатации, при нормальных температурных условиях оболочки твэл сохраняют свою целостность в течение всего срока кампании.

В нормативных и проектных материалах оговаривается, что активная зона должна оставаться неповрежденной как в нормальных условиях эксплуатации, так и в аварийных режимах. В нормальных и переходных режимах эксплуатации не должен возникать кризис теплоотдачи. В аварийных режимах температура оболочек твэл не должна превышать 1200 °C, локальная глубина окисления материала оболочки не должна превышать 18% от ее толщины.

Для реакторов с повышенной безопасностью предусматривается концепция удержания материалов активной зоны внутри корпуса реактора при запроектной аварии с расплавлением активной зоны. Это достигается наружным охлаждением корпуса реактора водой. В последнее время среди запроектных аварий рассматриваются случаи несанкционированного попадания неборированного теплоносителя в активную зону, в которых возможно непредвиденное увеличение реактивности и мощности активной зоны.

Из вышеизложенного вытекают научно-технические задачи по исследованию вопросов гидродинамики и теплообмена в различных элементах оборудования реакторной установки, прежде всего в активной зоне. Перед разработчиками существующих и вновь проектируемых РУ стоит задача повысить степень безопасности АЭС за счет применения проверенных решений. Расчетные коды, используемые для обоснования безопасности, должны быть верифицированы на надежных экспериментальных данных.

Цель диссертационной работы — обоснование теплогидравлической безопасности реакторных установок с реакторами ВВЭР на базе модельных теплофизических исследований, оптимизации конструктивных решений, разработки, совершенствовании и верификации расчетных кодов.

Научная новизна проведенных исследований состоит в следующем: с учетом уточненных воздействующих факторов обоснована новая более достоверная методика определения запасов до кризиса теплоотдачи в условиях нормальной эксплуатации и переходных режимах реакторных установок с реакторами ВВЭР;

— для области массовых скоростей и давлений, характерных для аварий с малыми течами теплоносителя, для повышения точности определения коэффициента теплоотдачи с поверхности твэл предложена поправка к корреляции Конди-Бенгстонаполученные корреляционные соотношения для оценки кризиса теплоотдачи позволяют обосновать возможность повышения мощности действующих и вновь проектируемых установок без изменения габаритов корпуса реактора;

— с использованием крупномасштабных моделей ТВС доказана эффективность верхнего залива активной зоны в условиях аварий с большой течью;

— установлено, что перемешивание потоков с разной концентрацией бора в проточной части реактора предотвращает опасность возникновения повторной критичности в режимах с пуском главного циркуляционного насоса и при восстановлении естественной циркуляции в авариях с малой течью теплоносителяобоснована возможность предотвращения кризиса теплоотдачи на днище корпуса реактора ВВЭР-640 в запроектной аварии с расплавлением активной зоны при наружном охлаждении корпуса реактора водой;

— обеспечена возможность верификации и оптимизации действующих теплогидравлических кодов для обоснования безопасности реакторных установок с ВВЭР.

Достоверность полученных экспериментальных данных обеспечивается использованием аттестованных методов измерения, анализом погрешностей, использованием преди посттестовых расчетов и подтверждена хорошим согласием с зарубежными аналогами.

Личное участие автора.

Результаты исследований являются итогом многолетней работы автора, как ведущего специалиста ОКБ «Гидропресс», непосредственно занимающегося подготовкой стендов и исследованиями. Диссертант принимал непосредственное участие в проведении многочисленных экспериментов, начиная со стадии постановки задачи исследований, разработки проекта измерительной системы, методики экспериментов. Диссертант непосредственно участвовал в экспериментах. С его участием обрабатывались результаты исследований и выпускались научно-технические отчеты.

Автором лично разработаны и внедрены в проектные разработки корреляции по кризису теплоотдачи как при равномерном, так и неравномерном тепловыделении по длине ТВС. Предложены корреляции для закризисного теплообмена. Предложена корреляция для расчета критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора при внешнем его заливе водой. Автор участвовал в подготовке и проведении экспериментов по перемешиванию борного раствора в проточной части реактора. С участием автора выполнены расчеты с помощью кода CFX экспериментов по перемешиванию бора в проточной части реактора ВВЭР.

Практическая значимость.

Предложенные автором корреляции для критического теплового потока и закризисной теплоотдачи использовались при обосновании надежности активных зон как существующих реакторов ВВЭР, так и строящихся и вновь проектируемых (реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-640, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500). Экспериментальные данные по кризису и закризисной теплоотдаче использовались для верификации отечественных кодов ТРАП, КОРСАР и зарубежного кода RELAP5/Mod 3.2. Данные по перемешиванию бора использовались для верификации кода CFX5. Проверенные экспериментально проектные решения использовались для обоснования проектов РУ с повышенной безопасностью.

На защиту выносятся следующие положения и результаты:

1. Результаты комплексных экспериментальных исследований в обоснование безопасности активных зон реакторов ВВЭР;

2. Корреляции для расчета кризиса теплоотдачи при равномерном и неравномерном тепловыделении по длине ТВС;

3. Поправка к корреляции Конди-Бенгстона, учитывающая влияние массовой скорости на теплоотдачу при закризисном теплообмене;

4. Результаты экспериментальных исследований повторного залива в аварии с большой течью на крупномасштабном макете ТВС;

5. Результаты экспериментальных исследований по охлаждаемости днища корпуса реактора ВВЭР в условиях аварии с расплавлением активной зоны;

6. Корреляция для определения критического теплового потока с поверхности днища корпуса реактора;

7. Расчетно-экспериментальные исследования перемешивания бора при попадании пробки конденсата при пуске ГЦН и в режимах восстановления естественной циркуляции.

Апробация работы и публикации.

По результатам работы сделано 27 сообщений на следующих семинарах и конференциях:

— семинары СЭВ по теплофизике 1974, 1978, 1982 и 1984 гг.;

— 4-я конференция Ядерного общества СССР, Нижний Новгород, 28 июня — 2 июля 1993;

— 1-я Российская национальная конференция по теплообмену, Москва, 21−25 ноября 1994;

— NURETH-8: 8th International topical meeting on nuclear reactor thermal-hydraulics, Kyoto (Japan), 30 Sep — 4 Oct, 1997.

— международные конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР», Обнинск, 21−24 ноября, 1995 и 26−29 мая, 1998;

— «ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2000», Bonn 22−24 May 2000;

— International Conference Nuclear Energy in Central Europe 2000, Bled (Slovenia), 11−14 Sep, 2000.

— «ANNUAL MEETING ON NUCLEAR TECHNOLOGY 2001», Dresden 15−17 May.

2001;

— на 2-ой и 3-й Всероссийских конференциях «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», г. Подольск, Московская обл., ОКБ «Гидропресс» в 2001 и 2003 г. г.;

— на 1-й Всемирной конференции Top Fuel 2003 «Nuclear Fuel for Today and Tomorrow. Experience and Outlook», Wurzburg, Germany, March 16−19 2003;

— на 2-й Всемирной конференции «The 2004 International Meeting LWR Fuel Performance», Orlando, Florida, September 19−22, 2004.

По теме диссертации автором опубликованы: монография «Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР», 2 статьи в сборнике трудов ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 11 статей в журналах: «Атомная энергия», «Теплоэнергетика», «Вопросы атомной науки и техники», «Nuclear Technology», «Nuclear. Engineering and Design», в том числе 9 статей в рецензируемых журналах.

Структура и объем диссертации

.

Диссертация состоит из введения, 4 глав и выводов, 167 страниц текста, 95 иллюстраций и списка литературы из 79 наименований.

ВЫВОДЫ по диссертации.

1. Выявлены ограничения в отечественных и зарубежных исследованиях, используемых для обоснования теплогидравлической надежности реакторных установок с ВВЭР.

2. Показано, что при исследовании кризиса теплоотдачи и обосновании проектных запасов до кризиса в нормальных условиях эксплуатации и в переходных режимах следует учитывать влияние таких факторов как неравномерность тепловыделения по длине, нестационарность процессов, искривление твэл в процессе эксплуатации, изменение высоты и шага расположения дистанционирующих решеток по длине и т. д.

3. В части закризисного теплообмена с целью повышения точности расчета теплоотдачи и температуры поверхности твэл при малых массовых скоростях и давлениях, характерных для аварий с малыми течами, предложена поправка к корреляции Конди-Бенгстона.

4. При оценке эффективности повторного залива активной зоны в аварии с большой течью на моделях ТВС с различным числом стержней показано, что при заливе сверху, когда наблюдается противоточный режим течения для воды и пара, темп расхолаживания ТВС сильно зависит масштаба модели. Установлено, что при увеличении масштаба модели ТВС эффективность верхнего залива увеличивается и требует замены применяемых одномерных расчетных моделей на трехмерные.

5. С использованием полномасштабной модели днища корпуса реактора уточнены условия отвода тепла при запроектных авариях с расплавлением активной зоны. Предложена корреляция для расчета критического теплового потока в зависимости от наклона греющей поверхности к горизонту. Показано, что для реакторной установки ВВЭР-640 существует реальная возможность предотвращения кризиса теплоотдачи на днище корпуса реактора при охлаждении его водой снаружи.

6. Установлено, что перемешивание потоков с разной концентрацией бора в проточной части реактора снижает опасность возникновения повторной критичности в режимах с пуском главного циркуляционного насоса и при восстановлении естественной циркуляции в аварии с малой течью.

7. Проведенные расчетно-экспериментальные исследования позволили обосновать надежность и безопасность реакторов ВВЭР в части теплогидравлики, позволили верифицировать и аттестовать как российские (ТРАП, КОРСАР), так и зарубежные (RELAP5/Mod3.2) коды. Исследование процессов перемешивания позволило получить данные для верификации CFD-кодов. Выполненные расчеты с использованием CFD-кодов показали хорошее согласие расчета с экспериментом.