Исследование факторов, определяющих температурную стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000

Размещено на http://www.allbest.ru/

Исследование факторов, определяющих температурную стратификацию теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура РУ с ВВЭР-1000

Опыт проведения пусконаладочных работ и эксплуатации на энергоблоках АЭС с ВВЭР-1000 разных проектов (В-320, В-428, В-446) показывает, что в горячих нитках петель 1-го контура наблюдается существенная температурная стратификация теплоносителя [1, 2]. По крайней мере, об этом явлении можно говорить по тракту теплоносителя от выхода из корпуса реактора до сечений горячих ниток, в которых размещаются термодатчики штатных систем контроля и управления. В связи с данным явлением можно говорить о наличии дополнительной неучтенной систематической погрешности каналов температурного контроля теплоносителя в горячих нитках. В конечном итоге, из-за температурной стратификации в системе внутриреакторного контроля (СВРК) с большей погрешностью определяется и контролируется мощность реактора по параметрам 1-го контура, а также один из основных контролируемых оперативным персоналом параметров - средневзвешенная мощность реактора.

Несмотря на то, что о температурной стратификации теплоносителя стало известно фактически с момента ввода первых энергоблоков проекта В-320, систематизированный анализ экспериментальных данных по всем энергоблокам с целью выявления возможных зависимостей и закономерностей практически не выполнялся. На эксплуатируемых энергоблоках сопровождающий персонал либо совсем не проводит коррекцию показаний термодатчиков в СВРК в связи с температурной стратификацией теплоносителя, либо коррекция проводится эпизодически путем введения дополнительных поправок в зависимости от конкретных соотношений мощностей при сведении тепловых балансов.

Явление температурной стратификации теплоносителя в горячих нитках наблюдается и на зарубежных энергоблоках с реакторами типа PWR. При этом исследованию данного явления за рубежом, как на стендах и экспериментальных установках, так и с помощью теплогидравлических кодов уделяется существенное внимание [3, 4]. Все это свидетельствует об актуальности этого вопроса и необходимости более глубокого исследования данного явления, в том числе и на основе данных натурных испытаний на энергоблоках с ВВЭР, проводимых при вводе энергоблоков в эксплуатацию.

С целью оценок возможных факторов, влияющих на температурную стратификацию, авторами сделана первая попытка системного анализа опытных данных по температурам теплоносителя на выходе из активной зоны и в горячих нитках петель 1-го контура, полученных на нескольких энергоблоках с ВВЭР-1000 разных проектов. Для анализа используются данные, полученные авторами при проверках соответствия координат внутриреакторных датчиков в активной зоне и на средствах отображения информации СВРК на энергоблоках №1 и №2 Тяньваньской АЭС (проект В-428), энергоблоке №1 АЭС Бушер (проект В-446), энергоблоке № 2 Ростовской АЭС и энергоблоке №4 Калининской АЭС (проект В-320). Такие проверки входят в состав комплексных испытаний СВРК, проводимых при вводе энергоблоков в эксплуатацию [5], и поэтому дополнительных затрат для получения опытных данных не потребовалось.

Методика анализа. Температурная стратификация теплоносителя в горячих нитках 1-го контура на практике проявляется в существенной разности показаний разных температурных датчиков, которые, исходя из конструктивных особенностей, располагают по периметру сечения трубопровода главного циркуляционного контура (ГЦК) в нескольких сечениях. На примере энергоблока №3 Калининской АЭС на рис.1 показано как на данном энергоблоке располагаются термодатчики в трубопроводах ГЦК.

Рис. 1 Расположение термодатчиков в ГЦК. Энергоблок № 3, Калининская АЭС.

Для этого же энергоблока на рис. 2, 3 представлены отклонения показаний термодатчиков в горячих нитках на этапе энергетического пуска при освоении номинального уровня мощности и изменения показаний термодатчиков во 2-й петле в течение 3-й кампании также при номинальном уровне мощности. На представленных примерах видно, что различия для каждой петли имеют свои особенности. Максимальная разница в температуре теплоносителя в одной и той же нитке по разным каналам контроля достигает 5 єС. По опытным данным [1, 6] также отмечается, что различия в показаниях разных термодатчиков зависят от уровня мощности и от характера неравномерности распределения энерговыделения по радиусу активной зоны (радиального офсета).

Рис. 2. Отклонения показаний температурных датчиков в горячих нитках петель 1-го контура (Э.б.№3 КлнАЭС, Энергопуск, Тэфф =102 эфф.сут., Np=100%Nном)

Рис. 3. Изменения показаний температурных датчиков в горячей нитке 2-й петли на номинальном уровне мощности (Э.б.№3 КлнАЭС, 3-я кампания)

Исходя из наблюдаемых эффектов, связанных с температурной стратификацией, можно предположить, что потоки теплоносителя, нагретые до разной температуры в активной зоне в зависимости от распределения энерговыделения и конструктивных особенностей внутрикорпусных устройств, поступают в горячие нитки ГЦК с разной степенью и характером перемешивания до средней температуры на выходе из активной зоны. Для исследования стратификации в горячих нитках РУ с ВВЭР большую и ценную информацию дали бы соответствующие эксперименты на стендовых установках с последующим анализом и сравнением полученных данных по теплогидравлическим кодам и натурным испытаниям. Например, такие работы проводились достаточно широкомасштабно для исследования и оценок перемешивания теплоносителя на входе в активную зону [7-9]. Однако, в данном случае, пока приходится говорить только об анализе данных, получаемых при натурных испытаниях во время ввода энергоблоков в эксплуатацию и о методике их анализа.

После рассмотрения методик и результатов разных испытаний было принято решение об использовании и анализе результатов, получаемых при проверках соответствия координат внутриреакторных датчиков в активной зоне и на средствах отображения информации СВРК. Решение было принято исходя из того, что в ходе данных проверок реализуются множество состояний с существенными различиями по энерговыделению в локальных областях активной зоны (см. рис.4, 5). Изменение температуры на выходе из ТВС с опускаемым ОР СУЗ отличается даже от ТВС 1-го окружения в 2-3 раза. Таким образом, можно считать, что и существенное влияние на изменение распределений температуры в горячих нитках должно оказывать именно изменение температуры на выходе из ТВС с опущенным ОР СУЗ.

Рис. 4. Изменения температуры в ТВС с опускаемым ОР СУЗ и в горячей нитке при опускании одиночного ОР СУЗ

Рис. 5. Изменения температур на выходе из ТВС при опускании ОР СУЗ

В качестве количественной оценки в методике анализа определяются коэффициенты влияния (Кi) температур на выходе из активной зоны на показания температурных датчиков в горячих нитках (в дальнейшем - коэффициенты влияния). Они находятся как отношение изменения температур в конкретном датчике температуры в горячей нитке и на выходе из ТВС , которые достигаются при опускании отдельных ОР СУЗ в разных местах активной зоны.

(1)

где i - номер ТВС с опущенным ОР СУЗ.

Кроме этого, для обобщения данных по коэффициентам влияния, полученных по опусканиям ОР СУЗ в разных ТВС, для каждого датчика определяется положение "центр масс" (Х_цм, Y_цм) коэффициентов влияния по следующим соотношениям:

, (2)

где: х_i, y_i, k_i - условные координаты i-той ТВС в активной зоне и коэффициент влияния этой ТВС для рассматриваемого датчика; n - количество ТВС, в которых в опускались ОР СУЗ.

Результаты анализа. Исходя из ограниченности объема доклада, рассмотрим более подробно результаты расчетов на примере данных энергоблока №1 Тяньваньской АЭС. На этом энергоблоке (проект В-428) в СВРК для расчета температуры теплоносителя в нитках петель 1-го контура используются по 4 термометра сопротивления. На рисунке 5 представлены распределения температур в горячих нитках на этом блоке на этапе освоения уровня 100% от номинальной мощности.

Рис. 5. Распределение температур в горячих нитках. (Э.б. №1, Тяньваньская АЭС, Np=100% Nном)

Из этого рисунка видно, что наибольшие различия в показаниях датчиков в одной нитке составляют 2.5 єС в петле 2 и 4. В петлях 1 и 3 можно сказать, что различия находятся в пределах погрешности используемых измерительных каналов.

Было предположено, что вышеуказанные особенности в распределениях для каждой петли должны отражаться или коррелироваться и в распределениях коэффициентов влияния и положением их центров масс. На рисунках 6, 7, 8 и 9 представлены по 4 картограммы, которые показывают распределение по активной зоне коэффициентов влияния для каждого датчика в соответствующей петле с указанием положения центра масс. По представленным картограммам с распределениями коэффициентов влияния и указанием расположения их центра масс можно отметить следующее:

· на показания определенных датчиков в горячих нитках расположенных в разных местах по сечению трубопровода ГЦК оказывает существенное влияние определенная ограниченная область активной зоны;

· наблюдается различие в характере распределений коэффициентов влияния в петлях с выраженной стратификацией теплоносителя и в петлях со слабой стратификацией;

· стратификация отсутствует или носит слабый характер в тех петлях (в данном случае это петли 1 и 3), в которых положение центра масс коэффициентов влияния для разных датчиков остается практически неизменным;

· выраженная стратификация теплоносителя имеет место в тех петлях (в данном случае это петли 2 и 4), в которых положение центра масс коэффициентов изменяется от датчика к датчику.

Рис. 6. Картограммы распределения коэффициентов влияния для термодатчиков в горячей нитке петли №1 (Э.б. №1, Тяньваньская АЭС)

Рис. 7. Картограммы распределения коэффициентов влияния для термодатчиков в горячей нитке петли №2 (Э.б. №1, Тяньваньская АЭС)

Рис. 8. Картограммы распределения коэффициентов влияния для термодатчиков в горячей нитке петли №3 (Э.б. №1, Тяньваньская АЭС)

Рис. 9. Картограммы распределения коэффициентов влияния для термодатчиков в горячей нитке петли №4 (Э.б. №1, Тяньваньская АЭС)

По предложенной методике были выполнены расчеты и анализ для данных, полученным при вводе в эксплуатацию других энергоблоков (№2 Тяньваньской АЭС, №2 Ростовской АЭС и №4 Калининской АЭС) одинаковых и разных проектов. Обобщенные результаты анализа по данным, полученным на разных энергоблоках, представлены в таблице. В данной таблице для единообразия принята нумерация петель соответствующая нумерации петель для проекта Тяньваньской АЭС.

Таблица. Обобщенные результаты анализа коэффициентов влияния

Из данной таблицы видно, что для всех энергоблоков с ВВЭР-1000 проектов В-320 и В-428, по которым был выполнен расчет и анализ коэффициентов влияния, наблюдаются одинаковые зависимости по коэффициентам влияния и стратификации теплоносителя в горячих нитках. В таблицу не вошли результаты анализа данных по энергоблоку №1 АЭС "Бушер", т.к. на этом энергоблоке, исходя из целей оптимизации [5], было минимизировано количество опускаемых ОР СУЗ и не все они находились в ТВС, имеющих сборки внутриреакторных детекторов, включая термопару для измерения температуры на выходе из ТВС.

Следует отметить, что при анализе данных, полученных на энергоблоке №4 Калининской АЭС, в дополнение к показаниям датчиков СВРК (7 датчиков) были обработаны показания датчиков еще 9 датчиков других систем контроля и управления. В результате этого, появилась возможность сравнить коэффициенты влияния для датчиков, которые имеют одинаковое положение по сечению, но находятся в разных сечениях. Такое сравнение показало, что характер распределения коэффициентов влияния для таких пар или троек датчиков от сечения к сечению не изменяется. Такое наблюдение позволяет сделать еще один вывод о том, что в контролируемых термодатчиками областях горячих ниток потоки теплоносителя не перемешиваются

Заключение

Впервые предложена методика анализа данных, получаемых при номенклатурных испытаниях при вводе энергоблоков с ВВЭР в эксплуатацию, которая позволяет дополнительно к основным целям испытаний определять некоторые характеристики стратификации теплоносителя в горячих нитках петель 1-го контура. Исходя из существенного влияния стратификации, наблюдаемой на всех энергоблоках с ВВЭР-1000, на экономичность и безопасность эксплуатации этих энергоблоков, полученные результаты должны представлять интерес для верификации теплогидравлических кодов, используемых при расчетах обоснования безопасности энергоблоков, а также для персонала, осуществляющего сопровождение системы внутриреакторного контроля.

Перечень использованной литературы

контроль внутриреакторный теплоноситель энергоблок

1.Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Комплексные испытания модернизированной системы внутриреакторного контроля при вводе в эксплуатацию блока №3 Калининской АЭС. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 5-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 2007 г.

2. Бай В.Ф., Богачек Л.Н, Макаров С.В., Лупишко А. Н. Состояние внутриреакторного термоконтроля и анализ основных теплофизических характеристик РУ на блоках Калининской АЭС. // Безопасность, экономика и эффективность атомной энергетики: Сб. тр. 7-й междунар. научн-техническ. конф., Москва, 2010 г.

3. T. Hohne, E. Krepper, U.Rohde. Application of CFD Codes in Nuclear Reactor Safety Analysis. // Science and Technology of Nuclear Installations. Volume 2010, Article ID 198758, 8 pages, doi:10.1155/2010/198758.

4. Yeon-Sik Kim and e.а. Commissioning of the ATLAS thermal-hydraulic integral test facility. // Annals of Nuclear Energy. 35 (2008), 1791-1799.

5. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Оптимизация проверки реального соответствия координат датчиков температуры и энерговыделения в активной зоне координатам этих датчиков в СВРК. // Вопросы атомной науки и техники. Серия "Обеспечение безопасности АЭС". Научно-технический сборник. Выпуск 23. Реакторные установки с ВВЭР. - Подольск, ОАО ОКБ "Гидропресс", ФГУП НИКИЭТ, 2008.

6. Терешонок В.А. и др. Анализ результатов испытаний, проведенных в период пуска и освоения мощности блока №3 Калининской АЭС. // Итоговый отчет научного руководителя пуска. Концерн "Росэнергоатом", Москва, 2006 г.

7. Лисенков Е.А., Безруков Ю.А., Селезнев А.В. и др. Исследование перемешивания теплоносителя в реакторе ВВЭР-1000. // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 2009 г.

8. Kleim S., Hemsttrom B., Bezrukov Y. e.a. Comparative evaluation of coolant mixing experiments at the ROCOM, Vattenfall and Gidropress test facilities. Science and technology of Nuclear Installations. Volume 2007, Article ID 25950.

9. Саунин Ю.В., Добротворский А.Н., Семенихин А.В. Сравнительный анализ перемешивания потоков теплоносителя в корпусе реактора по результатам натурных испытаний при вводе в эксплуатацию энергоблоков Тяньваньской АЭС // Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР: Сб.тр. 6-й междунар. научн.-технич. конф., Подольск, 2009 г.

Размещено на Allbest.ru