Объект и предмет исследования.
Развитие атомной энергетики на современном этапе возможно лишь при разработке новых подходов к оценке безопасности АЭС и при пересмотре границ безопасности с технической точки зрения.
Атомная энергетика России базируется на использовании двух основных типов реакторных установок: с корпусными реакторами типа ВВЭР с водой под давлением и с канальными реакторами типа РБМК.
РУ с ВВЭР зарекомендовали себя как надежные аппараты и получили широкое распространение не только в России, но и в других странах (Болгарии, Финляндии, Украине, Венгрии, Чехии, Словакииначалось строительство АЭС с ВВЭР в Иране, Индии, Китае). Перспективы развития на ближайшее будущее связываются со строительством усовершенствованных РУ с ВВЭР мощностью 1000 и 1500 МВт.
Существенное повышение безопасности АЭС с реакторами ВВЭР не может быть достигнуто только путем наращивания числа технологически подобных каналов систем безопасности. Качественно новый уровень безопасности достижим только за счет использования системного разнообразия в выполнении критических функций безопасности.
Особенностью структуры систем безопасности новых проектов АЭС с реакторами ВВЭР явилось то, что при технической реализации принципа системного разнообразия в проектах использованы активные и пассивные системы безопасности.
Следует также отметить, что пассивные системы безопасности в проектах новых АЭС с реакторами ВВЭР вступают в работу, т. е. начинают выполнять свою проектную функцию, по наличию отклонения технологического параметра, а не по команде оператора или управляющей системы. В настоящее время к числу новых пассивных систем безопасности относятся: дополнительная система пассивного залива активной зоны (так называемая система гидроемкостей второй ступени), система пассивного отвода тепла от второго контура парогенератора (СПОТ), система пассивной фильтрации межоболочечного пространства, система удержания и охлаждения расплавленной активной зоны, система быстрого ввода бора и система подавления водорода.
Объектом исследования, выполненного в рамках этой работы, является дополнительная система пассивного залива активной зоны (ДСПЗАЗ). Предметом исследования выступает температурное состояние оболочек имитаторов твэл в условиях большой течи при работе ДСПЗАЗ. Система ДСПЗАЗ предназначена для предотвращения осушения активной зоны и отвода остаточного тепла от активной зоны при течах из первого контура реакторной установки в условиях полной потери источников переменного тока, включая дизель генераторы, в течение максимально возможного периода времени (не менее 24 часов при совместной работе со СПОТ). В соответствии с «Техническим заданием на разработку технических проектов реакторной установки ВВЭР-1000 повышенной безопасности и дополнительных систем безопасности 392-T3−001» предусматривается оснащение АЭС-92 дополнительными системами пассивной безопасностиДСПЗАЗ и СПОТ. По проекту АЭС-92 в настоящее время строится двухблочная атомная станция Куданкулам в Индии, в России этот проект будет реализован на площадке Нововоронежской АЭС-2.
Также новые пассивные системы безопасности ДСПЗАЗ и СПОТ используются в новом разрабатываемом проекте АЭС-2006.
Целью данной работы является экспериментальная проверка технических решений, заложенных в ДСПЗАЗ, а также исследование эффективности данной системы в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока. Под эффективностью ДСПЗАЗ понимается ее способность при совместной работе со СПОТ поддерживать безопасный температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.
Также целью работы является заполнение матрицы верификации для больших течей и банка данных для верификации системных теплогидравлических кодов, используемых для обоснования безопасности новых проектов АЭС.
Актуальность работы.
Актуальность работы определяется необходимостью подтверждения функциональной работоспособности и правильности технических решений, заложенных в дополнительную систему пассивного залива активной зоны.
По международным требованиям безопасность АЭС должна быть подтверждена расчетами с использованием теплогидравлических системных кодов улучшенной оценки, верифицированных на экспериментальных данных.
Общие положения обеспечения безопасности атомных станций" ОПБ-88/97 указывают на то, что «технические и организационные решения, принимаемые для обеспечения безопасности АЭС, должны быть апробированы прежним опытом или испытаниями, исследованиями, опытом эксплуатации прототипов.» .
Основная задача систем безопасности заключается в поддержании температурного режима оболочек твэл с целью выполнения условий критических функций безопасности.
Выполнение критических функций безопасности зависит от эффективности работы пассивных систем. Таким образом, исследование эффективности технических решений, используемых в пассивных системах, является актуальной задачей.
В настоящий момент отсутствуют эксперименты с моделированием работы новых пассивных систем (ДСПЗАЗ, СПОТ и т. д.) в условиях конкретной аварийной ситуации, направленные на исследование влияния данных систем на температурное состояние твэл применительно к РУ с ВВЭР.
В связи с тем, что РУ представляет собой сложную теплогидравлическую систему, выполнение таких экспериментов целесообразно лишь на интегральной установке, максимально точно структурно моделирующей реальную РУ.
Метод исследования.
Метод исследования, который использовался в диссертации, это метод физического воспроизведения теплогидравлических процессов, протекающих в реакторной установке. Исследования проводились на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР, который является ее структурно, гидродинамически и тепло физически подобной моделью.
Интегральный стенд ПСБ-ВВЭР — это интегральная теплофизическая установка, структурно подобная первому контуру АЭС с реактором ВВЭР-1000. Объемно-мощностной масштаб стенда — 1:300, высотные отметки расположения основного оборудования стенда соответствуют высотным отметкам прототипа. Для выполнения экспериментов на установке ПСБ-ВВЭР были дополнительно смонтированы следующие специальные системы:
— система имитации гильотинного разрыва «горячего» трубопровода;
— система имитации контейнмента (как граничное условие);
— система, имитирующая воздействие СПОТ (как граничное условие);
— система подачи газовой смеси на вход модели активной зоны;
— система сдувки парогазовой смеси из «холодных» коллекторов парогенераторов.
При создании модели ДСПЗАЗ был изучен и обобщен предыдущий опыт создания моделей подобных систем.
Основные результаты и их научная новизна.
1. Экспериментально проверены технические решения, используемые в системе пассивной подачи воды в реакторную установку.
2. Впервые получены экспериментальные данные, характеризующие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности.
3. Получены новые экспериментальные данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.
Практическая значимость работы состоит в следующем:
1. Выполнены экспериментальные исследования по проверке технических решений, использованных для системы пассивной подачи воды в реакторную установку.
2. Получены новые экспериментальные данные, подтверждающие способность ДСПЗАЗ при совместной работе со СПОТ поддерживать температурный режим оболочек твэл для выполнения условий критических функций безопасности. ^.
3. Основные этапы работы выполнялись для новых проектов АЭС с ВВЭР, разработанных ведущими отечественными организациями ОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».
4. Полученные данные переданы в ведущие организации отраслиОКБ «Гидропресс», ФГУП «АЭП» и РНЦ «Курчатовский институт».
Автор защищает:
— конструкцию модели ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР;
— результаты проверки технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в реакторную установку;
— результаты экспериментальных исследований эффективности ДСПЗАЗ в аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода и наложением потери всех источников переменного тока.
Достоверность.
Результаты получены на экспериментальной установке, построенной с использованием общепризнанных принципов моделирования. Экспериментальные исследования базировались на применении проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравлических процессов в реакторных установках с реакторами ВВЭР.
Личный вклад автора.
В подготовке и выполнении экспериментов на крупномасштабной исследовательской установке, каковой является стенд ПСБ-ВВЭР, участвует большой коллектив специалистов. Тем не менее, в качестве ответственного исполнителя автор принимал непосредственное участие:
— в разработке конструкции модели дополнительной системы пассивного залива A3;
— в подготовке описания геометрических характеристик системы пассивного залива A3;
— в составлении программы и методики выполнения экспериментальных исследований;
— в выполнении экспериментальных исследований.
Также автор участвовал:
— в курировании монтажных работ;
— в пуско-наладочных работах системы;
— в анализе и обработке полученных экспериментальных данных.
Публикации по теме диссертации.
Результаты работы отражены в отчетах ФГУП «ЭНИЦ» и материалах российских и международных конференций.
Основные положения и результаты работы были представлены на 7-й международной научно-технической конференции «Обеспечение надежности АЭС с ВВЭР», ФГУП «Гидропресс», Подольск, 2007 г., и на Международной конференции «International Congress on Advances in Nuclear Power Plants» (ICAPP 2007), Ницца, Франция, 2007 г.
По теме данной работы автором в соавторстве выпущено 6 научно-технических отчетов и опубликовано 5 работ.
Структура диссертации.
Во введении дано обоснование актуальности выбранной темы, определены объект, предмет и цели исследования, а также кратко обозначен примененный метод исследования. Изложены основные положения, выносимые на защиту, подчеркнута научная новизна и практическая значимость полученных результатов.
В главе 1 представлен обзор пассивных систем безопасности, предназначенных для залива активной зоны в случае аварии для реакторных установок ВВЭР и PWR. На основании общих признаков сделана классификация действующих и проектируемых систем пассивного залива A3. Проведенный обзор 1 позволил выявить разнообразие конструкторских и схемных решений, использованных в системах пассивного залива, и сделать выводы о путях дальнейшего развития данных систем. Также в главе 1 рассмотрены имеющиеся экспериментальные установки, предназначенные для обоснования работоспособности и эффективности вновь вводимых пассивных систем безопасности, в частности ДСПЗАЗ, и получения экспериментальных данных для верификационных расчетов. Сделаны выводы о необходимости создания модели ДСПЗАЗ и проведении исследований в составе интегрального стенда, максимально точно моделирующего все основные элементы прототипа для учета влияния обратных связей.
В главе 2 приведен краткий обзор методов моделирования, используемых при разработке и создании интегральных теплофизических установок. Приведено обоснование применения объемно-мощностного способа моделирования для интегральных стендов. Приведено краткое описание интегральной установки ПСБ-ВВЭР и основных систем, задействованных в экспериментах по анализу эффективности ДСПЗАЗ. На основании сравнения качества моделирования явлений разными экспериментальными установками сделаны выводы о том, что стенд ПСБ-ВВЭР находится на уровне лучших зарубежных аналогов, и является на данный момент базовой установкой для выполнения экспериментальных исследований в области безопасности РУ с ВВЭР-1000. Также отмечается, что на данном этапе этот стенд по своим характеристикам лучше всего подходит для экспериментального исследования эффективности ДСПЗАЗ.
Также в главе 2 рассмотрены вопросы моделирования ДСПЗАЗ в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР. Описана конструкция модели системы и представлены результаты наладочных испытаний.
В главе 3 представлен подробный сценарий эксперимента и обоснование начальных и граничных условий. Выполнен анализ расчетных данных для обоснования начальной мощности на модели активной зоны. При подготовке сценария эксперимента особое внимание уделено вопросам компенсации повышенных тепловых потерь экспериментальной установки по отношению к реактору прототипу.
В главе 4 диссертации дан анализ полученных экспериментальных результатов, и сделаны выводы об эффективности работы новых пассивных систем безопасности (ДСПЗАЗ и СПОТ) с точки зрения выполнения критических функций безопасности, а именно поддержание температуры поверхности твэл на безопасном уровне.
В приложении, А приведены графики, отражающие поведение основных теплогидравлических параметров в выполненных экспериментальных исследованиях.
выводы.
1. Выполнен обзор существующих и разрабатываемых систем пассивного залива A3, а также экспериментальных установок для исследования работы новой пассивной системы ДСПЗАЗ применительно к АЭС с ВВЭР. Показана неполнота имеющихся экспериментальных исследований и обоснована целесообразность проведения исследований на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР.
2. Разработана конструкция модели ДСПЗАЗ в соответствии с объемно-мощностным законом моделирования, которая смонтирована в составе интегрального стенда ПСБ-ВВЭР.
3. В ходе наладочных экспериментов выявлено:
— при настройке расходной характеристики системы необходимо учитывать перепад давления между точками подачи воды и отбора пара;
— необходимо увеличить диаметр трубопроводов сливных и уравнительных линий;
— для уменьшения времени достижения устойчивой подачи воды необходимо выделить объем в верхней части сосудов для быстрого прогрева верхнего слоя находящейся в них воды.
4. На интегральном стенде ПСБ-ВВЭР выполнены экспериментальные исследования аварии с гильотинным разрывом «горячего» трубопровода. Экспериментально подтверждена правильность технических решений, заложенных в систему пассивной подачи воды в активную зону.
5. Анализ полученных экспериментальных данных показал:
— системы ДСПЗАЗ и СПОТ эффективны для поддержания температурного режима оболочек твэл и выполнения условий критических функций безопасности;
— в сосудах ДСПЗАЗ увеличивается количество воды из-за конденсации пара, что приводит к увеличению времени работы системы;
— большое влияние мощности СПОТ на конечной стадии процесса (-30 000−80 000 с) на его развитие.
6. Получены новые данные для заполнения матрицы экспериментальных данных для больших течей, используемой для верификации системных теплогидравлических кодов.
7. Результаты исследований помещены в банк данных ФГУП «ЭНИЦ» и переданы в ведущие организации отрасли — ОКБ «Гидропресс», ФГУП «Атомэнергопроект» и РНЦ «Курчатовский институт».
