Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони
Розрахунок часу виникнення перегріву оболонки тепловиділяючих елементів (твелів) з урахуванням його коридору невизначенності в залежності від потужності залишкового тепловиділення. Розробка моделі нерівноважного двофазного потоку в технологічному каналі.
| Рубрика | Физика и энергетика |
| Вид | автореферат |
| Язык | украинский |
| Дата добавления | 07.08.2014 |
| Размер файла | 56,1 K |
Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже
Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.
Размещено на http://www.allbest.ru/
НАЦІОНАЛЬНА АКАДЕМІЯ НАУК УКРАЇНИ
ІНСТИТУТ ПРОБЛЕМ МАШИНОБУДУВАННЯ
ім. А.М. ПІДГОРНОГО
Рузайкін Василь Іванович
УДК 611.311.25:621.039.681.3.06
Автореферат
дисертації на здобуття наукового ступеню кандидата технічних наук
Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони
Спеціальність: 05.14.06 - технічна теплофізика та промислова теплоенергетика
Харків-2005
Дисертацією є рукопис.
Робота виконана в Національному аерокосмічному університеті ім. М.Є. Жуковського “Харківський авіаційний інститут” Міністерства освіти і науки України.
Науковий керівник: кандидат технічних наук, доцент Гакал Павло Григорович, Національний аерокосмічний університет ім. М.Є.Жуковського “ХАІ”, доцент кафедри аерокосмічної теплотехніки.
Офіційні опоненти:
доктор технічних наук, професор Маляренко Віталій Андрійович, Харківська національна академія міського господарства, професор кафедри електропостачання міст;
кандидат технічних наук, доцент Олейнік Олексій Васильович Національний аерокосмічний університет ім. М.Є.Жуковського “ХАІ”, доцент кафедри проектування авіаційних двигунів.
Провідна установа: Національний технічний університет “ХПІ”, кафедра теплотехніки, Міністерство освіти і науки України, м. Харків.
Захист відбудеться 19 січня 2006 р. о 1400 на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 64.180.02 в Інституті проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України за адресою: 61046, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10.
З дисертацією можна ознайомитись в бібліотеці Інституту проблем машинобудування ім. А.М. Підгорного НАН України за адресою: 61046, м. Харків, вул. Пожарського, 2/10.
Автореферат розісланий 15 грудня 2005 р.
Вчений секретар спеціалізованої вченої ради кандидат технічних наук О.Е. Ковальський.
ОСНОВНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ
Актуальність теми. Проектування та експлуатація ядерних реакторів, які охолоджуються киплячою водою, дало суттєвий поштовх до вивчення двофазних потоків. Щоб досягти необхідних параметрів і при цьому гарантувати безпечну та ефективну експлуатацію реакторів, необхідно було дослідити процеси в двофазних потоках більш глибоко ніж це робилось раніше. З цієї причини, починаючи з 50-х років минулого століття, було проведено значну кількість різного роду експериментальних та теоретичних досліджень теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах з двофазним теплоносієм. Деякі результати було узагальнено і вони знайшли своє застосування в інших областях техніки. Разом з тим слід відмітити, що не дивлячись на суттєві досягнення в розвитку механіки двофазних середовищ, методи розрахунку тепловіддачі, критичних густин теплового потоку та гідроопорів в каналах складної форми, які обігріваються, що характерно для реакторів, ще далекі від досконалості. Особливо яскраво ця проблема виражена, коли необхідно розраховувати нестаціонарні та нерівноважні двофазні течії теплоносія, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи реактора. Існуючі спрощені моделі та інженерні підходи не завжди дозволяють адекватно описувати теплогідравлічні процеси, які виникають в контурі циркуляції реактора під час аварій. Тому існує імовірність, що системи безпеки реакторів, які розроблені з використанням спрощених моделей, можуть бути неефективними при запобіганні та локалізації наслідків аварій. Все це підкреслює актуальність досліджень, які направлені на вивчення нерівноважних двофазних потоків в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах.
Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Матеріалами дисертації є узагальнені наукові результати, отримані автором за період з 1999 по 2005 роки при виконанні науково-дослідних робіт в рамках: держбюджетних тем №Д205-15/00 (№Д.Р.-0100U003450), №Д205-26/03 (№Д.Р.-0103U004035), госпдоговорів №01/99-ХАІ, №114/99-ХАІ, №01/2000-ХАІ, №35/2001-ХАІ, №35/2002-ХАІ, №35/2003-ХАІ між Електрогорським науково-дослідним центром по безпеці атомних електростанцій та ЦТФ ХАІ.
Мета і задачі наукового дослідження. Мета роботи полягає в підвищенні вірогідності математичного опису теплогідравлічних процесів та явищ, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи ядерних реакторів з двофазним теплоносієм.
Для досягнення поставленої мети необхідно вирішити наступні задачі:
Розробити математичну модель нерівноважного двофазного потоку в технологічному каналі контуру циркуляції РВПК. Оцінити і підвищити адекватність математичної моделі шляхом використання замикаючих співвідношень, які уточнені на основі існуючих експериментальних даних.
Розробити математичну модель контуру циркуляції РВПК, яка дозволить прогнозувати положення границі стійкості течії двофазного теплоносія в паралельних каналах, що обігріваються. Розрахувати положення границі стійкості і оцінити її коридор невизначеності.
Розробити математичну модель контуру циркуляції РВПК, яка б дозволила прогнозувати поведінку теплоносія на аварійному режимі, який пов'язаний з припиненням витрати теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень. Розрахувати час виникнення перегріву оболонки тепловиділяючих елементів (твелів) з урахуванням його коридору невизначенності в залежності від потужності залишкового тепловиділення.
Об'єкт дослідження - теплогідравлічні процеси та явища, які супроводжують аварійні режими роботи ядерних енергоустановок з реакторами РБМК, які зв'язані з порушенням охолодження активної зони.
Предмет дослідження - закономірності протікання теплогідравлічних процесів і явищ, які супроводжують аварійні режими реакторів РВПК при порушенні охолодження активної зони.
Методи дослідження. При вирішенні перерахованих вище задач використовувались: рівняння законів збереження, термічне та калоричне рівняння стану, теорія імовірності та математичної статистики, теорія фізичного експерименту, теорія планування експериментів, теорія подібності, методи чисельного вирішення систем алгебраїчних та диференціальних рівнянь.
Наукова новизна одержаних результатів:
1. Математична модель нерівноважного двофазного потоку доповнена замикаючими співвідношеннями для розрахунку гідравлічного опору та міжфазного тертя при продольному обтіканні пучків твелів, які обігіваються та дистанціонуючих решіток в технологічному каналі РВПК.
2. Вперше на основі експериментальних даних проведено аналіз структури двофазного потоку в різних перерізах технологічного каналу РВПК при припиненні витрати теплоносія на вході в технологічний канал РВПК при відводі залишкових тепловиділень, що дозволило підвищити вірогідність математичного опису теплогідравлічних процесів на аварійному режимі.
3. Використання розроблених математичних моделей вперше дозволило встановити вплив різних факторів на положення границі стійкості реактору РВПК та початок погіршеного теплообміну твелів з теплоносієм під час аварії, яка пов'язана з припиненням витрати теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень.
Практичне значення одержаних результатів:
Використання розробленої математичної моделі нерівноважного двофазного потоку в технологічному каналі РВПК при розрахунково-аналітичному обгрунтуванні безпеки дозволить підвищити безпеку існуючих реакторів РВПК, а також реакторів, які проектуються, покращити їх техніко-економічні показники за рахунок зниження консерватизму при проектуванні.
Розрахунковий аналіз двох аварійних режимів роботи РВПК, пов'язаних з повторним затопленням активної зони і паралельно-канальної нестійкості було використано при проектуванні повномасштабного стенду безпеки РВПК (ФДУП “ЭНДЦ”, Московська область, м. Електрогорськ) та плануванні експериментів, які направлені на підвищення безпеки ядерних енергоустановок з реакторами РВПК.
Особистий внесок здобувача:
Автор провів огляд існуючих підходів до математичного моделювання теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах та методик оцінки адекватності [1]. Розробив математичні моделі для дослідження аварійних режимів роботи РВПК. На основі експериментальних даних провів структурну та параметричну ідентифікацію, в рамках якої зробив уточнення щодо замикаючих співвідношень математичних моделей. Оцінив похибку параметрів математичних моделей, що ідентифікувались з використанням методики адаптованої автором в роботі [2] стосовно аналізу контурів циркуляції з двофазним теплоносієм. Розрахував ключові параметри аварійних режимів роботи РВПК-1000. Оцінив коридори невизначеності отриманих результатів [1,3,4,5]
Апробація результатів дисертації. Результати роботи доповідалися, обговорювалися та позитивно оцінені на: VІ міжнародному конгресі двигунобудівників, Харків - Рибаче, 2001; Першій обласній конференції молодих вчених “Тобі Харківщино - пошук молодих”, 2002; конференціях молодих вчених Національного аерокосмічного університету ім. М. Є. Жуковського “ХАІ” у 2001, 2002, 2003 рр.; Міжнародній науково-технічній конференції “Інтегровані комп'ютерні технології в машинобудуванні” Національного аерокосмічного університету ім. М.Є. Жуковського, 2003; Міжнародній науковій конференції “Молода наука Харківщини - 2004”. Третій міжнародній науково-практичній конференції по проблемах атомної енергетики “Надійність та безпека експлуатації АЕС”, 2004.
Публікації. Опубліковано 5 статей (в тому числі 5 статей, які відповідають вимогам ВАК України до публікації результатів дисертаційних робіт у фахових виданнях).
Структура і обсяг роботи. Дисертація складається з вступу, 4-х розділів основної частини, висновку, списку використаних джерел та додатків. Робота виконана на 153 сторінках, з них 16 ілюстрацій по тексту, 16 ілюстрацій на 14 сторінках, 15 таблиць по тексту, 2 таблиці на 5 сторінках, один додаток на 5 сторінках. Список використаних джерел включає в себе 87 найменувань.
ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ
У вступі показана актуальність необхідності підвищення достовірності математичного опису теплогідравлічних процесів в каналах ядерних реакторів на аварійних та перехідних режимах роботи.
В першому розділі розглянуто основні питання, пов'язані з фізичним та математичним моделюванням теплогідравлічних процесів в ядерних реакторах на аварійних та перехідних режимах.
В основі теплогідравлічного розрахунку ядерних реакторів з двофазним теплоносієм повинні лежати дані про структуру двофазного потоку, закономірностях теплообміну та гідроопору при течії двофазної суміші в технологічних каналах, які обігріваються. Існуючі методи розрахунку тепловіддачі, критичних теплових потоків та гідроопорів в каналах складної форми, зокрема в пучках твелів, є приблизними та мають значну похибку. Особливо чітко ця проблема просліджується, коли необхідно розрахувати нестаціонарні і нерівноважні двофазні течії. Приблизна оцінка та грубі загальні співвідношення в цьому випадку непридатні. Наприклад, для розрахунку гідроопору при продольному обтіканні двофазним потоком пучків обігріваємих твелів, як правило, використовують припущення про те, що потік гомогенний, однак це не завжди справедливо. В залежності від густини теплового потоку та гідродинамічних умов на вході, по довжині каналу можуть реалізовуватись різні структури двофазного потоку (режими течії). Трохи краще справи обстоять з розрахунком тепловіддачі в каналах, які обігріваються. Існують рекомендації та співвідношення для розрахунку коефіцієнту тепловіддачі при різних режимах течії. Однак для адекватного їх використання також необхідно знати структуру двофазного потоку. Стосовно каналів складної форми і, зокрема, пучків стержнів, які обігріваються, достовірна інформація про структуру двофазного потоку фактично відсутня.
Зараз при проектуванні та обгрунтуванні безпеки закордонних типів ядерних реакторів (PWR, BWR) широко використовуються математичні моделі, які базуються на нерівноважному підході до опису двофазних потоків. При проектуванні ядерних реакторів типу ВВЕР і РВПК, такий підхід ще не знаходить належного застосування. Основна причина заключається в відсутності достатньої експериментальної інформації, на основі якої можно обгрунтувати адекватність результатів математичного моделювання, уточнити замикаючі співвідношення гідродинаміки і теплопередачі, а також розробити надійні карти режимів двофазних потоків в каналах ядерних реакторів.
Математичне моделювання є основим джерелом отримання інформації про поведінку реактора на аварійних режимах роботи, тому що вимоги безпеки не дозволяють провести реалізацію та подальше дослідження аварій безпосередньо на об'єкті. При обґрунтуванні результатів математичного моделювання використовують дані фізичного моделювання роботи реактора на повномасштабних стендах безпеки.
Відомо, що любий результат математичного моделювання містить в собі невизначеність (похибку), викликану різними факторами. Серед таких факторів слід відзначити похибку замикаючих співвідношень, умов роботи і геометричних характеристик об'єкту, чисельного методу та інше. При цьому очевидно, що величина (коридор) невизначеності повинна чітко оцінюватись та враховуватись під час використання результатів моделювання в аналізі безпеки реактору. В даному розділі автором було проведено критичний огляд підходів до оцінки невизначеності результатів математичного моделювання. По результатах огляду було обрано методику найбільш придатну до умов роботи вітчизняних типів реакторів. Основні положення методики було реалізовано в наступних розділах для оцінки невизначеності результатів моделювання деяких аварійних режимів при порушенні охолодження активної зони РВПК.
Другий розділ присвячено розробці математичної моделі нерівноважного двофазного потоку в частині технологічного каналу РВПК, який обігрівається. В основі побудови моделі використовувалась так звана концепція контрольних об'ємів. В рамках даного підходу канал формалізується набором ідеалізованих елементів: контрольний об'єм, елемент з'єднання (вітка) та теплова структура. Контрольний об'єм характеризує властивість виділеного об'єму проточної частини технологічного каналу накопичувати масу і енергію. Елемент з'єднання (вітка) характеризує властивість накопичення імпульсу, а також перенесення маси та імпульсу поміж центрами виділених об'ємів. Теплова структура характеризує властивість накопичення енергії в пучках твелів, а також тепловіддачу поміж теплоносієм та стінкою твелів. Сукупність ідеалізованих елементів утворює формалізовану схему об'єкту. Дискретизація об'єкту була обрана таким чином, що кожному контрольному об'єму (за виключенням V1 і V24) відповідає одинична ділянка каналу довжиною 0,35 м, яка включає в себе тільки одну дистанціонуючу решітку.
Система рівнянь математичної моделі технологічного каналу включає в себе наступні одномірні диференційні рівняння законів збереження енергії, маси та імпульсу:
для кожного контрольного об'єму (V2-V23) записується чотири рівняння законів збереження маси і енергії окремо для кожної фази:
,(1)
, (2)
,(3)
,(4)
для кожного елементу з'єднання (J2-J23) записуються рівняння законів збереження імпульсу для кожної фази:
,(5)
,(6)
для кожної теплової структури (Н1-Н20) записуються рівняння теплопровідності і рівняння теплових потоків:
,(7)
,(8)
В наведених вище рівняннях нижній індекс “ex” і “in” відповідає параметру контрольного об'єму, з якого елемент з'єднання виходить та куди входить відповідно. Один штрих над параметром відповідає рідкій фазі, два штрихи - паровій. твел тепловиділення двофазний
Отримана система диференційних рівнянь замикається співвідношеннями, які описують процеси пароутворення (кипіння) і конденсації, міжфазний обмін масою, енергією та імпульсом, процеси дисипації (коефіцієнти гідравлічного опору, міжфазного тертя, параметр двофазності) та інше. Через відсутність інформації про карти двофазних режимів в пучках обігріваємих твелів, в моделі використовувались карти режимів, які відповідають течії в гладких трубах.
Розроблена математична модель була реалізована в розрахунковому комплексі RELAP5, в рамках якого, записана вище система диференційних рівнянь вирішувалась вибірково неявним кінцево-різницевим методом відносно наступних невідомих: , , , , , , .
По результатах експериментального дослідження на стенді безпеки КС (в РНЦ “Курчатовський інститут”) гідравлічного опору в частині технологічного каналу, яка обігрівається, були ідентифіковані параметри замикаючих співвідношень для розрахунку міжфазного тертя та гідравлічного опору в пучках твелів, які обігріваються. Зокрема по перепадах тиску на різних ділянках каналу, які були виміряні при різних режимних параметрах, було знайдено оптимальні оцінки діаметру каналу (D) в співвідношеннях для розрахунку параметру розподілу Зубера-Фіндлея () та швидкості ковзання парової фази (), які використовуються для розрахунку міжфазного тертя:
(9)
,(10)
а також коефіцієнти A, B і C в кореляції для розрахунку коефіцієнту гідравлічного опору одиничної ділянки каналу:
. (11)
Задача параметричної ідентифікації вирішувалась методом випадкового пошуку. Похибка оцінювалась шляхом побудови спільної довірчої області. Було знайдено наступні оцінки ідентифікованих параметрів з відповідними відхиленнями: мм; ; ; .
Третій розділ присвячено математичному моделюванню нестійкості течії двофазного теплоносія в паралельних каналах РВПК, які обіргіваються. Мета математичного моделювання полягає в визначенні границі стійкості та максимальної температури оболочки твелів при роботі РВПК поблизу границі стійкості.
Розробка математичної моделі контуру циркуляції РВПК проводилась з використанням, представленого в другому розділі, нерівноважного підходу до моделювання двофазного потоку, а також уточнених замикаючих співвідношень для розрахунку міжфазного тертя та гідравлічного опору в технологічному каналі. Контур циркуляції моделювався двома паралельними технологічними каналами з нижніми та верхніми комунікаціями. Напірний колектор і сепаратор моделювались граничними об'ємами з постійним тиском. Реалізація математичної моделі дозволила побудувати границю стійкості РВПК, яка добре узгоджувалась з границями, які побудовані іншими дослідниками з використанням більш простих моделей. Цей факт побічно підтверджує адекватність розробленої математичної моделі.
В розділі було проведено аналіз невизначеності границі стійкості та максимальної температури оболонки твелів при роботі контуру в області можливої втрати стійкості системи. Аналіз виявив два основних параметри, відсутність достовірної інформації про які значно впливає на положення границі стійкості та максимальну температуру оболонки твелів. Цими параметрами є коефіцієнт нерівномірності профілю енерговиділення по довжині каналу, який обігрівається () і положення максимуму енерговиділення. В літературі, присвяченій проектуванню РБМК, використовують профіль енерговиділення в вигляді “обрізаного” косинусу з максимумом енерговиділення в центрі. Однак досвід експлуатації показує, що це далеко не так. В залежності від якості топлива, умов навантаження та часу кампанії профіль постійно видозмінюється, причому максимум енерговиділення може зміщуватись або догори, або донизу. З урахуванням цього факту, була розрахована границя стійкості та максимальна температура оболонки твелів в залежності від профілю енерговиділення та положення максимуму енерговиділення. Сукупність отриманих результатів було представлено в вигляді коридорів невизначеності. Що стосується максимальної температури оболонки твелів при роботі реактора в області вірогідної втрати стійкості, то отриманий коридор невизначеності дає основу вважати недостовірними любі розрахункові оцінки цього параметру.
Слід відзначити, що коридор невизначеності може бути звужено тільки за рахунок зниження невизначеності профілю енерговиділення. В свою чергу для цього необхідні спеціальні експериментальні дослідження закономірності видозміни профілю енерговиділення при експлуатації реактору.
Четвертий розділ дисертації присвячено математичному моделюванню аварійного режиму реактора, пов'язаного з припиненням витрат теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень.
Аварійний режим РВПК, пов'язаний з припиненням витрат теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень, реалізується внаслідок відмови запірно-регулюючого клапану на вході в канал. При цьому в залежності від потужності залишкового тепловиділення каналу, припинення витрат не обов'язково може привести до перегріву оболонки твелів та їх руйнуванню. Це пояснюється змогою повторного затоплення активної зони водою, яка зливається з верхньої частини каналу, пароводяних комунікацій та барабан-сепаратора. Таким чином, основна мета математичного моделювання даного аварійного режиму полягає в визначенні залежності максимальної температури оболонки твелів від потужності залишкового тепловиділення каналу.
Математична модель контуру циркуляції РВПК була розроблена з використанням описаного в попередніх розділах підходу. Зважаючи на те, що процеси, які реалізуються в одному технологічному каналі, практично не мають впливу на процеси в усьому контурі циркуляції, було вирішено для дослідження даного аварійного режиму обмежитись моделюванням тільки одного технологічного каналу з нижніми та верхніми комунікаціями.
Розробці математичної моделі контура циркуляції РВПК передував аналіз експериментальних даних, отриманих в рамках фізичного моделювання аварії на стенді КС. По виміряним перепадам тиску на різних ділянках моделі технологічного каналу, використовуючи припущення про те, що після припинення циркуляції основний внесок в перепади тиску вносить гідростатика, було оцінено зміну кількості рідкої фази в каналі в часі при різній потужності тепловиділення.
Аналіз отриманих результатів дозволив зробити наступні висновки. При потужності залишкового тепловиділення каналу понад 200 кВт в верхній частині каналу, який обігрівається та в районі пробки біологічного захисту реалізується явище “захлинання” (потік пару, який підіймається перешкоджає течії рідини з верхньої частини каналу). Причому при “захлинанні” потоку в верхній частині каналу, який обігрівається, фаза стікає в нижню частину по корпусу технологічного каналу, а не по гарячим твелам. Отримані результати дозволили уточнити структуру математичної моделі контуру циркуляції РВПК. Зокрема було добавлено модель обмеження протитоку (CCFL) Уоллеса в верхній частині каналу, який обігрівається.
Для опису “захлинання” потоку в районі пробки біологічного захисту в цьому місці було вирішено використовувати гомогенну модель двофазного потоку (рішення обумовлено специфікою геометрії проточної частини поміж пробкою та корпусом каналу). Течія плівки рідини з верхньої частини каналу, який обігрівається, в нижню моделювалась введенням спеціальних елемен-тів, які являють собою ідеальні стік та джерело витрат рідкої фази в верхній та нижній частинах каналу, який обігрівається, відповідно.
Розрахунковий аналіз аварійного режиму з використанням розробленої математичної моделі контуру циркуляції РВПК дозволив визначити момент часу після аварії, на якому відбувається перевищення максимально дозволеної температури оболонки твелів (7000C), в залежності від потужності залишкового тепловиділення. Проведений аналіз невизначеності показав, що на момент виникнення перегріву оболонки твелів основний вплив, як і на границю стійкості, чинить невизначеність профілю енерговиділення по довжині каналу. Аналогічно третьому розділу було проведено серію розрахунків при різних профілях енерговиділення та потужностях залишкового тепловиділення.
ВИСНОВКИ
1. Розроблено математичну модель двофазного потоку в технологічному каналі РВПК. На основі експериментальних даних проведено уточнення замикаючих співвідношень для розрахунку гідравлічного опору і міжфазного тертя при продольному обтіканні двофазним потоком пучків твелів, які обігріваються.
2. Розроблено математичну модель контуру циркуляції РВПК, яка дозволяє адекватно розрахувати границю стійкості двофазного теплоносія в паралельних каналах РВПК-1000. Показано, що основним джерелом невизначеності, який суттєво знижує достовірність математичного опису теплогідравлічних процесів, які супроводжують втрату стійкості течії двофазного теплоносія є відсутність вірогідної інформації про закономірність зміни профілю енерговиділення по довжині технологічного каналу під час експлуатації реактора. Розрахована границя стійкості реактора РВПК-1000 з урахуванням її коридору невизначеності. Показано, що на номінальному режимі роботи реактора втрата стійкості практично виключена.
3. Розроблена математична модель контура циркуляції РВПК, яка дозволяє описувати теплогідравлічні процеси, які супроводжують аварійний режим, пов'язаний з припиненням витрат теплоносія на вході в технологічний канал при відводі залишкових тепловиділень. Показано, що основним джерелом невизначеності, який суттєво знижує вірогідність математичного опису теплогідравлічних процесів є відсутність вірогідної інформації про закономірності зміни профілю енерговиділення по довжині технологічного каналу під час експлуатації реактора. Для розглянутого аварійного режиму розраховано час виникнення перегріву оболонки твелів з урахуванням її коридору невизначеності в залежності від потужності залишкового тепловиділення.
СПИСОК ОПУБЛІКОВАНИХ РОБІТ ЗА ТЕМОЮ ДИСЕРТАЦІЇ
1. Брус Н. А., Гакал П. Г., Горбенко Г. А., Епифанов К. С., Рузайкин В. И., Юсупов О. Е. Критерий оценки адекватности моделирования системными кодами переходных и аварийных режимов работы АЭС// Интегрированные технологии и энергосбережение: Сб. трудов ХГПУ. 2001. №1. С. 45-55.
2. Романов С. Ю., Семенцов А. Н., Горбенко Г. А., Гакал П. Г., Епифанов К. С., Рузайкин В. И. Коэффициенты теплоотдачи в условиях микрогравитации в конденсаторах контура теплопереноса российского сегмента Международной космической станции// Авиационно-космическая техника и технология: Сб. науч. тр. - Х.: Нац. аэрокосмический ун-т “ХАИ”, 2001. - Вып. 23. - C. 99-103.
3. Гакал П. Г., Иваненко Н. И., Рузайкин В. И. Методика оценки неопределенности моделирования кодами улучшенной оценки переходных и аварийных режимов работы ЯЭУ// Авиационно-космическая техника и технология: Сб. науч. трудов. Двигуни та енергоустановки. - Х.: Нац. аэрокосмический ун-т “Харьк. авиац. ин-т”, 2002. Вып. 31. С. 27-31.
4. В.И. Рузайкин. Анализ неопределенности моделирования кодами улучшенной оценки переходных и аварийных режимов работы ЯЭУ// Веснiк Нацiонального технiчного унiверситету “ХПI”. Збiрник наукових праць. Новi рiшення у сучасних технологiях. - Харкiв: НТУ “ХПI”, 2002. - Т.2, №6. - С. 17-24.
5. Гакал П.Г., Горбенко Г.А., Рузайкин В.И. Рекомендации к моделированию в среде RELAP 5 аварийного режима РБМК-1000 “Прекращение расхода теплоносителя на входе в технологический канал при отводе остаточных тепловыделений” // Сборник научных трудов СНИЯЭиП. - Севастополь: СНИЯЭиП, 2004. - Вып. 12. - С. 12-18.
АНОТАЦІЯ
Рузайкін В.І. Теплогідравлічні процеси в каналах ядерних реакторів на аварійних режимах при порушенні охолодження активної зони. - Рукопис.
Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за спеціальностю 05.14.06 - технічна теплофізика та промислова теплоенергетика. - Інститут проблем машинобудування НАН України, Харків, 2005 р.
Дисертація направлена на підвищення безпеки ядерних реакторів за рахунок підвищення вірогідності математичного опису теплогідравлічних процесів, які супроводжують аварійні та перехідні режими роботи.
В роботі розроблено математичну модель нерівноважного двофазного потоку в технологічному каналі РВПК. На основі експериментальних даних зроблено уточнення замикаючих співвідношень для розрахунку міжфазного тертя та гідравлічного опору в пучках твелів, які обігріваються.
Розроблено математичні моделі контура циркуляції РВПК для дослідження двох аварійних режимів роботи РВПК. Розраховані ключові параметри розглянутих аварійних режимів. Побудовані коридори їх невизначеності.
Ключові слова: двофазний потік, теплогідравлічні процеси, ядерний реактор, РВПК, аварійний режим, математична модель, технологічний канал, стенди безпеки, ідентифікація, невизначеність.
АННОТАЦИЯ
Рузайкин В.И. Теплогидравлические процессы в каналах ядерных реакторов на аварийных режимах при нарушении охлаждения активной зоны. - Рукопись.
Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.06 - техническая теплофизика и промышленная теплоэнергетика. - Институт проблем машиностроения НАН Украины, Харьков, 2005 г.
Диссертация направлена на повышение безопасности ядерных реакторов за счет повышения достоверности математического описания теплогидравлических процессов, сопровождающих аварийные и переходные режимы работы.
В работе разработана математическая модель неравновесного двухфазного потока в технологическом канале РБМК. С использованием экспериментальных данных, полученных при исследовании гидравлического сопротивления в модели технологического канала на стенде безопасности, были уточнены замыкающие соотношения для расчета межфазного трения и гидравлического сопротивления при продольном обтекании двухфазным потоком пучков обогреваемых твэлов в технологическом канале РБМК.
Для исследования параллельно-канальной неустойчивости РБМК была разработана математическая модель контура циркуляции. В модели использовались уточненные замыкающие соотношения для расчета межфазного трения и гидравлического сопротивления. Реализация математической модели позволила построить границу устойчивости РБМК, которая довольно хорошо согласуется с границами, построенными другими исследователями с использованием более простых математических моделей, что косвенно подтверждает адекватность разработанной математической модели. Анализ неопределенности результатов математического моделирования показал, что на положение границы устойчивости и максимальную температуру оболочки твэлов при работе реактора в области вероятной потери устойчивости существенное влияние оказывает неопределенность профиля энерговыделения по длине технологического канала. Построенный коридор неопределенности положения границы устойчивости позволил сделать вывод о том, что потеря устойчивости РБМК при номинальных режимных параметрах практически исключена. Построенный коридор неопределенности максимальной температуры оболочки твэлов при работе реактора в области вероятной потери устойчивости показал, что дать достоверную оценку этого ключевого параметра на данный момент в принципе невозможно. Основной причиной этого факта является значительная неопределенность профиля энерговыделения по длине технологического канала, которая может быть снижена только за счет специальных экспериментальных исследований закономерности изменения профиля энерговыделения при эксплуатации реактора.
Для исследований теплогидравлических процессов, наблюдаемых при повторном затоплении активной зоны на аварийном режиме с прекращением расхода теплоносителя на входе в технологический канала при отводе остаточных тепловыделений, была разработана математическая модель контура циркуляции РБМК. Структура математической модели была уточнена на основе результатов физического моделирования рассмотренного аварийного режима на стенде безопасности. Расчетный анализ аварийного режима с использованием разработанной математической модели контура циркуляции РБМК позволил определить момент времени после аварии, на котором происходит превышение максимально допустимой температуры оболочки твэлов, в зависимости от мощности остаточного тепловыделения. Анализ неопределенности показал, что на момент возникновения перегрева оболочки твэлов основное влияние, как и на границу устойчивости, оказывает неопределенность профиля энерговыделения по длине технологического канала. Построенный коридор неопределенности показал, что при мощности остаточного тепловыделения более 200 кВт неопределенность времени возникновения перегрева оболочки твэлов становится соизмеримой с самим значением параметра, что опять же подчеркивает необходимость повышения достоверности математического моделирования путем снижения неопределенности профиля энерговыделения.
Ключевые слова: двухфазный поток, теплогидравлические процессы, ядерный реактор, РБМК, технологический канал, аварийный режим, математическая модель, стенды безопасности, идентификация, неопределенность.
ABSTRACT
Ruzaykin V.I. Thermal hydraulic processes in power channels of nuclear reactor during accidents dealt with a failure of active zone cooling.
This thesis is a manuscript being submitted for Candidate of Science Degree (Engineering) in specialty 05.14.06 - Technical Thermal Physics and Industrial Heat-and-Power Engineering. A.N. Podgorny Institute of Mechanical Engineering Problems of NAS (Ukraine), Kharkiv, 2005.
The main purpose of this study is to increase a safety of NPP with reactor RBMK by improving the reliability of mathematical modeling of accidents and transients.
The mathematical model of non-equilibrium two-phase flows in power channels of RBMK reactor was developed. Based on experimental data of safety facilities the correlations for calculation of interfacial friction and hydraulic resistance in heating bundles have been adjusted to RBMK power channels conditions.
The mathematical models of RBMK main circulation loop for study of two RBMK accidents were developed. The key parameters of considered accidents as well as its uncertainties have been estimated.
Key words: nuclear reactor, RBMK, two-phase flow, power channel, accidents, thermal hydraulic processes, mathematical models, safety facilities, identification, uncertainty.
Размещено на Allbest.ru
...Подобные документы
Аналіз роботи і визначення параметрів перетворювача. Побудова його зовнішніх, регулювальних та енергетичних характеристик. Розрахунок і вибір перетворювального трансформатора, тиристорів, реакторів, елементів захисту від перенапруг і аварійних струмів.
курсовая работа [1,3 M], добавлен 24.05.2015Розрахунок стержневого трансформатора з повітряним охолодженням. Визначення параметрів і маси магнітопроводу, значення струму в обмотках, його активної потужності. Особливості очислення параметрів броньового трансформатора, його конструктивних розмірів.
контрольная работа [81,7 K], добавлен 21.03.2013Короткий історичний опис теорії теплопередачі. Закон охолодження Ньютона, закон Фур’є. Аналіз часу охолодження води в одній посудині, часу охолодження води в пластиковій склянці, що знаходиться в іншій пластиковій склянці. Порівняння часу охолодження.
контрольная работа [427,2 K], добавлен 20.04.2019Розрахунок варіантів розподілу генераторів між розподільними пристроями у різних режимах роботи, вибір потужності трансформаторів зв'язку, секційних та лінійних реакторів, підбір вимикачів та струмоведучих частин для проектування електричної станції.
курсовая работа [463,9 K], добавлен 28.11.2010Фізико-хімічні основи процесів в галузях хімічних технологій, визначення швидкості законами теплопередачі. Процеси перенесення маси енергії і кількості руху, рівняння нерозривності суцільності потоку. Гідростатична подібність, емпіричні залежності.
лекция [2,3 M], добавлен 17.07.2011Визначення світлового потоку джерела світла, що представляє собою кулю, що світиться рівномірно. Розрахунок зональних світлових потоків для кожної десятиградусної зони за допомогою таблиці зональних тілесних кутів. Типи кривих розподілу сили світла.
контрольная работа [39,3 K], добавлен 10.03.2014- Поліпшення теплонапруженого стану головок циліндрів форсованих дизелів шляхом локального охолодження
Розрахунково-експериментальний аналіз шляхів покращення теплонапруженого та деформованого стану теплонапружених елементів головок циліндрів сучасних перспективних двигунів внутрішнього згоряння. Локальне повітряне охолодження зони вогневого днища головки.
автореферат [74,9 K], добавлен 09.04.2009 Загальні відомості про електровимірювальні прилади, їх класифікація, побудови та принципи дії. Вимірювання сили струму, напруги, активної потужності, коефіцієнта потужності. Прилади для вимірювання електричної енергії, опорів елементів кола та котушки.
лекция [117,9 K], добавлен 25.02.2011Специфіка проектування електричної мережі цеху з виготовлення пiдiймальних пристроїв машинобудівного заводу. Розрахунок електричних навантажень. Вибір кількості і потужності силових трансформаторів КТП з урахуванням компенсації реактивної потужності.
курсовая работа [778,9 K], добавлен 14.03.2014Розрахунок символічним методом напруги і струму заданого електричного кола (ЕК) в режимі синусоїдального струму на частотах f1 та f2. Розрахунок повної, активної, реактивної потужності. Зображення схеми електричного кола та графіка трикутника потужностей.
задача [671,7 K], добавлен 23.06.2010Графік залежності механічної постійної часу від коефіцієнта амплітудного керування для асинхронного двох обмоткового двигуна. Розрахунок механічних та регулювальних характеристик заданих двигунів, електромагнітної й електромеханічної постійної часу.
контрольная работа [504,1 K], добавлен 29.04.2013Обґрунтування силової схеми тягового електропривода для заданого типу локомотива. Вибір схеми автономного інвертора напруги. Розрахунок струму статора для зон регулювання та електрорухомої сили ротора. Обчислення зони пуску та постійної потужності.
курсовая работа [503,1 K], добавлен 10.11.2012Вибір виду і системи освітлення, розміщення світильників. Розрахунок освітлення методами коефіцієнта використання світлового потоку, питомої потужності та точковим методом. Розрахунок опромінювальної установки та компонування освітлювальної мережі.
курсовая работа [101,9 K], добавлен 12.12.2012Розрахунок електричних навантажень населеного пункту. Компенсація реактивної потужності. Визначення координат трансформаторної підстанції та аварійних режимів роботи мережі. Вибір апаратури захисту від короткого замикання, перевантаження та перенапруги.
курсовая работа [361,3 K], добавлен 07.01.2015Прожектори – пристрої, що призначені для перерозподілу світлового потоку в середині малих тілесних кутів. Розрахунок наближеного значення фокусної відстані та коефіцієнтів аберації зон. Визначення кривої сили світла для безабераційного відбивача.
курсовая работа [708,4 K], добавлен 03.06.2017Розрахунок навантажень для групи житлових будинків. Розрахунок потужності зовнішнього освітлення населеного пункту. Визначення розрахункової потужності силових трансформаторів. Розрахунок струмів короткого замикання. Схема заміщення електричної мережі.
методичка [152,8 K], добавлен 10.11.2008Основні геометричні параметри монтажу проводу. Визначення зовнішнього діаметра проводу з ожеледдю. Розрахунок розподіленого навантаження від вітру та питомого навантаження від ваги проводу. Побудова графіку залежності натяжiння проводу від температури.
курсовая работа [132,4 K], добавлен 16.01.2014Використання ядерної енергії у діяльності людини. Стан ядерної енергетики України. Енергетична стратегія України на період до 2030 р. Проблема виводу з експлуатації ядерних енергоблоків та утилізації ядерних відходів. Розробка міні-ядерного реактору.
реферат [488,7 K], добавлен 09.12.2010Галузі застосування стабілізованих джерел живлення. Основне призначення блоку живлення. Огляд існуючих елементів. Розрахунок компенсаційного стабілізатора послідовного типу. Синтез структурної схеми. Розрахунок однофазного випрямляча малої потужності.
курсовая работа [612,7 K], добавлен 21.11.2010Стан і перспективи розвитку геотермальної енергії. Схема компресійного теплового насоса, його застосування. Ґрунт як джерело низько потенційної теплової енергії. Аналіз виробничого процесу та розроблення моделі травмонебезпечних та аварійних ситуацій.
научная работа [2,1 M], добавлен 12.10.2009
