Экспериментальное исследование аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода РУ ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР

Экспериментальное исследование аварий с большой течью. Сценарий эксперимента "Гильотинный разрыв "холодного" трубопровода". Сравнение результатов эксперимента с претестовыми расчетами. Матрица верификации системных теплогидравлических кодов для аварий.

Рубрика Физика и энергетика
Вид статья
Язык русский
Дата добавления 15.01.2019
Размер файла 1,2 M

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/

Экспериментальное исследование аварии с разрывом главного циркуляционного трубопровода РУ ВВЭР-1000 на стенде ПСБ-ВВЭР

И.В. Ёлкин, С.М. Никонов, А.В. Капустин, А.В. Басов

ОАО "ЭНИЦ", Электрогорск, Россия

С.И. Зайцев, М.О. Закутаев, В.И. Щеколдин

ОАО ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск, Россия

Ю.А. Мигров, О.В. Кувшинова

ФГУП "НИТИ им. А.П. Александрова", Сосновый Бор, Россия

Введение

Проект "OECD PSB-VVER" под эгидой Организации экономического сотрудничества и развития (OECD), начался в 2003 г. В рамках данного проекта на интегральном теплофизическом стенде ПСБ-ВВЭР выполнено 5 экспериментов. Цель проведения экспериментов - изучение теплогидравлических процессов, происходящих при авариях на РУ ВВЭР-1000, а также получение экспериментальных данных для валидации компьютерных теплогидравлических кодов, используемых для выполнения анализа безопасности АЭС с РУ ВВЭР-1000.

Выбор экспериментов в проекте "OECD PSB-VVER" осуществлен на основе матрицы валидации кодов, разработанной для АЭС с ВВЭР группой экспертов OECD/NEA, и продиктован недостатком экспериментальных данных по ряду важных аварийных процессов.

Эксперимент "Гильотинный разрыв холодного трубопровода" моделирует аварийный режим при гильотинном разрыве холодного трубопровода РУ ВВЭР-1000.

Экспериментальное исследование аварий с большой течью в РУ с реактором типа ВВЭР является актуальной научно-технической задачей. Обобщение накопленных экспериментальных данных по теплогидравлическим явлениям и процессам, которые происходят в РУ ВВЭР-1000 во время аварий с большими течами, показывает практически полное отсутствие данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000. Отсутствие таких данных тормозит процесс верификации отечественных теплогидравлических кодов и ставит преграды на пути к стратегической независимости российских проектов АЭС. Поэтому в настоящее время выполнение экспериментов с большими течами на интегральных установках относится к наиболее приоритетным задачам.

В данной статье представлены результаты эксперимента "Гильотинный разрыв холодного трубопровода" выполненного в январе 2008 года, а также дано сравнение основных параметров с результатами претестовых расчетов выполненных по кодам ТЕЧЬ, КОРСАР, СОКРАТ и RELAP.

1. Стенд ПСБ-ВВЭР

Стенд ПСБ-ВВЭР является интегральной теплофизической установкой, которая воспроизводит первый и частично второй контуры АЭС с РУ ВВЭР-1000. На стенде ПСБ-ВВЭР воспроизведены все основные компоненты реакторной установки. Стенд включает четыре петли циркуляции, замкнутые на модель реактора. Каждая петля содержит главный циркуляционный насос (ГЦН), парогенератор (ПГ), "горячий" и "холодный" трубопроводы. Высотные отметки трубопроводов петель, включая отметки расположения гидрозатворов, в стенде ПСБ-ВВЭР такие же, как на реальной станции. Объемно-мощностной масштаб стенда 1:300, высотный масштаб 1:1. Изображение стенда представлено на рисунке 1.

Модель реактора включает в себя: верхнюю камеру (ВКС), модель активной зоны со сборкой из 168 имитаторов твэл косвенного обогрева, модель опускного участка и нижней камеры (ОУ), байпас активной зоны для моделирования протечек теплоносителя мимо активной зоны.

Рис. 1. Стенд ПСБ-ВВЭР

авария разрыв трубопровод эксперимент

Кроме первого и второго контуров циркуляции в состав стенда ПСБ-ВВЭР входят:

- система защиты первого контура от превышения давления (модель импульсного предохранительного устройства компенсатора давления (КД);

- система впрыска в КД;

- система сброса пара в атмосферу (модель БРУ-А);

- система имитации большого разрыва;

- система имитации контейнмента.

На стенде ПСБ-ВВЭР моделируются следующие системы безопасности:

- САОЗ ВД;

- САОЗ НД;

- гидроемкости САОЗ;

- гидроемкости второй ступени ГЕ-2 (новая пассивная система безопасности);

- система пассивного отвода тепла от ПГ (СПОТ) (новая пассивная система безопасности).

Автоматизированная система сбора научных измерений содержит более 1000 датчиков для измерения температуры, давления, перепадов давления, расхода, весового уровня, тепловых потоков, локального паросодержания, плотности, импульса потока и скорости.

2. Сценарий эксперимента "Гильотинный разрыв "холодного" трубопровода"

Начальные условия

В качестве исходного состояния приняты номинальные параметры реакторной установки ВВЭР-1000. В таблице 1 приведены начальные условия эксперимента.

Таблица 1. Начальные условия

Параметр

Значение

Первый контур

Давление в ВКС, МПа

15,7

Температура на входе/выходе реактора, oC

291/321

Мощность реактора, МВт

1,5

Уровень воды в КД, м

8.4

Статус подключения КД (номер петли)

петля №4

Второй контур

Давление, МПа

7.8

Уровень воды в ПГ, м

2.27

Температура питательной воды, oC

220

Гидроемкости САОЗ

Давление, МПа

5.9

Уровень воды, м

5.65

Температура воды, oC

50

Граничные условия.
На стенде ПСБ-ВВЭР для моделирования гильотинного разрыва используется специальная система, которая подключается к аварийному трубопроводу. В "холодном" трубопроводе аварийной петли установлен быстродействующий отсечной клапан, который при открытии течи закрывается и делит аварийную петлю на две линии истечения: короткую и длинную. Теплоноситель истекает по двум трубопроводам, подсоединенным к аварийной петле по обе стороны от отсечного клапана. Размер течи ограничивается двумя дроссельными вставками диаметром 50 мм и длиной 350 мм, которые установлены в обеих линиях истечения.
На рисунке 2 показана принципиальная схема имитации гильотинного разрыва. С целью определения времени разрыва мембран были выполнены специальные эксперименты, в результате которых установлено, что открытие течи при моделировании гильотинного разрыва происходит за время, равное 0,002-0,003 сек.
1 - "холодный" трубопровод петли №3; 2 - отсечной клапан; 3 - задвижки; 4 - инжектор; 5 - измерительное устройство; 6 - разрывные мембраны;7 - трубопроводы; 8 - приемная емкость
Рис. 2. Принципиальная схема системы организации гильотинного разрыва
Сценарий эксперимента.
Эксперимент начинается с одновременного разрыва мембран в линиях истечения и одновременным закрытием клапана между этими линиями.

В момент открытия течи формируется сигнал аварийной защиты в результате чего начинается снижение мощности модели активной зоны, прекращается сброс пара из парогенераторов, имитируется выбег главных циркуляционных насосов и отключается нагреватель КД.

Включение САОЗ ВД и САОЗ НД в работу происходит при снижении давления в первом контуре до 10,8 и 2,5 МПа соответственно, но не раньше, чем через 40 с после начала аварии. Также принято, что подача воды от активных САОЗ продолжается до тех пор, пока суммарный объем воды от этих систем не достигнет 1,846 м3.

При снижении давления в первом контуре до величины 5,88 МПа начинает подаваться вода из гидроемкостей САОЗ.

Сценарий аварийного режима предусматривает отказ одной гидроемкости, подключенной к входной камере реактора, а также отказ одного насоса САОЗ ВД и одного насоса САОЗ НД.

Эксперимент прекращается при достижении температуры имитаторов твэл 800 С или по указанию экспериментатора.

3. Результаты эксперимента

Перед началом экспериментального исследования установка ПСБ-ВВЭР была выведена в стационарное состояние, которое удерживалось более часа. По команде экспериментатора была открыта линия сброса воздуха из межмембранной полости. В результате этого мембраны в обоих каналах истечения были разорваны одновременно под действием давления теплоносителя первого контура.

На рис. 3 и 4 представлено изменение давления в первом и втором контурах стенда.

Рис. 3. Давление в первом и втором контурах (весь период)

Рис. 4. Давление в первом и втором контурах (начальный период)

Рассмотрим подробнее первые 110 с эксперимента (рис. 4). Здесь можно выделить 4 фазы.

Первая фаза (0 - 0,06 с) В результате выброса теплоносителя в течь происходит резкое снижение давления в первом контуре с 15,7 до 10 МПа. Скорость снижения давления составила ~ 81 МПа/с. Фаза мгновенного снижения давления завершилась уже к 0,06 с, после вскипания теплоносителя на выходе из модели активной зоны.

Вторая фаза (0,06 - 11 c) Скорость снижения давления в первом контуре уменьшилась до 296 кПа/с из-за вскипания теплоносителя, которое произошло в "горячих" трубопроводах петель на 0,05 с, в "холодных" трубопроводах петель № 1, 2, 4 на 2-3 с процесса, на входе в модель активной зоны на 1 с, в ОУ модели реактора на 1-5 с. На 4 с давление в первом контуре стало меньше давления второго контура, что привело к реверсу теплообмена в парогенераторах. Первый контур потерял возможность стока тепла в ПГ, и изменение давления в нем стало определяться выносом массы теплоносителя в течь, тепловыми потерями и теплом, аккумулированным в металле стенда. Последующее изменение давления второго контура в основном связано с тепловыми потерями от корпусов ПГ и со стоком тепла в первый контур.

Третья фаза (11 - 40,3 c) На 11 с при снижении давления в первом контуре до 5,88 МПа произошло подключение штатных ГЕ САОЗ. Две гидроемкости подавали воду в ВКС и одна в ОУ со средним суммарным расходом ~5,9 кг/с. После срабатывания ГЕ САОЗ скорость снижения давления в первом контуре увеличилась до 436 кПа. Отключение ГЕ САОЗ от первого контура (с целью предотвращения попадания газа в первый контур) произошло между 89-107 с при достижении минимально допустимого уровня в них.

Четвёртая фаза (40,3 - 109 c) Эта фаза характеризуется снижением давления в первом контуре со скоростью около 2,3 кПа/с. Уставки срабатывания САОЗ ВД и САОЗ НД, по давлению, были достигнуты соответственно к 0,05 и 18,4 с. Так как в эксперименте моделировалось обесточивание АЭС, то сигналы на срабатывание САОЗ ВД и САОЗ НД были поданы через 40 с от начала эксперимента (время необходимое для запуска дизель-генераторов). Подача воды системами САОЗ ВД и САОЗ НД началась одновременно на 40,3 с эксперимента. Активная САОЗ подавала воду в первый контур со средним суммарным расходом около 2,12 кг/с. По сценарию активная САОЗ имела ограниченный запас воды, поэтому, подача воды из нее прекратилась на 922 c. Всего активной САОЗ в первый контур было подано 1,86 м3 воды.

Наиболее важным параметром с точки зрения безопасности является температура оболочки имитаторов твэл. В ходе эксперимента наблюдалось два разогрева поверхности имитаторов твэл (рис. 5). Первый разогрев начался через 50 с после прекращения работы штатных ГЕ САОЗ. Сразу после прекращения подачи воды из ГЕ САОЗ началось снижение уровня в модели реактора, что привело к началу разогрева поверхности имитаторов твэл на 159 с. К 200 с снижение массы теплоносителя в первом контуре прекратилось и началось медленное увеличение весового уровня в модели реактора и опускном участке. На 556 с разогрев поверхности имитаторов твэл прекратился.

В период времени между 556 и 922 с происходило постепенное заполнение первого контура стенда за счет работы активной САОЗ. На 922 с после отключения активной САОЗ обезвоживание первого контура возобновилось и на 1187 с начался повторный разогрев поверхности имитаторов твэл. На 1477 с при температуре поверхности имитаторов твэл 516 °С эксперимент был остановлен.

Рис. 5. Весовой уровень в модели реактора и температура поверхности
имитаторов твэл

4. Сравнение результатов эксперимента с претестовыми расчетами

Перед выполнением эксперимента в ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский институт" и НИТИ были выполнены претестовые расчеты с использованием разных теплогидравлических кодов. ОКБ "Гидропресс" использовал теплогидравлические коды TECH , КОРСАР/ГП и RELAP5, РНЦ "Курчатовский институт" использовал код СОКРАТ, НИТИ использовал код КОРСАР. Результаты претестовых расчетов ОКБ "Гидропресс" были получены 09.07.07, НИТИ - 09.04.08 и РНЦ "Курчатовский институт" - 07.05.08.

Некоторые результаты претестовых вычислений представлены на рис. 6-9 и в таблице 2.

Рис. 6. Давление в первом контуре

Рис. 7. Давление в первом контуре (первые 100 с)

Рис. 8. Температура поверхности имитаторов твэл

Рис. 9. Интегральная масса теплоносителя выбрашенного в течь

Таблица 2. Последовательность основных событий

Событие

Время, с

Эксперимент

СОКРАТ

КОРСАР/ГП с моделью CCFL

ТЕЧЬ

RELAP

КОРСАР/ГП без модели CCFL

КОРСАР (НИТИ)

Открытие течи

0

0

0

0

0

0

0

Срабатывание ГЕ САОЗ:

- ГЕ-4

10,2

8,5

9

10,8

12,3

10

10

- ГЕ-1 и ГЕ-3

10,7

8,5

9

10,8

12,3

10

10

Срабатывание САОЗ ВД

40,3

40

40

40

37,5

40

41

Срабатывание САОЗ НД

40,3

40

40

40

37,5

40

41

Отключение ГЕ САОЗ:

- ГЕ-1

89

128

77

113,4

130

80

88

- ГЕ-4

92

138

77

113,4

130

80

90

- ГЕ-3

107

134

77

113,4

130

80

97

Прекращение работы активной САОЗ

922

898

862

895

882

862

893

Начало последнего разогрева поверхности имитаторов твэл

1187

1025

859

1000

920

960

1357

Температура поверхности имитаторов твэл 500 °С

1467

1284

1137

1241

1167

1173

1652

Заключение

На интегральной экспериментальной теплофизической установке ПСБ-ВВЭР выполнен эксперимент "Гильотинный разрыв холодного трубопровода", что позволило в значительной степени пополнить матрицу верификации системных теплогидравлических кодов для аварий с большими течами теплоносителя РУ ВВЭР-1000.

Экспериментальные данные помещены в базу данных ОАО "ЭНИЦ".

Полученные экспериментальные данные использованы для оценки возможности прогнозирования развития данного аварийного процесса с помощью расчетных теплогидравлических кодов ТЕЧЬ, КОРСАР, СОКРАТ и RELAP.

Сравнение результатов расчетов с экспериментальными данными показало, что расчетные коды адекватно воспроизводят большинство явлений и процессов зарегистрированных в эксперименте, а также хронологию их возникновения.

Размещено на Allbest.ru

...

Подобные документы

  • Характеристика водо-водяного энергоблока №1 реактора ВВЭР-1000 АЭС. Функции главного циркуляционного трубопровода. Обоснование и выбор СКУ элементов и узлов. Распределение температур в горячих нитках петель, стратификация теплоносителя контуров.

    курсовая работа [3,1 M], добавлен 23.12.2013

  • Метод прогнозирования глушения теплообменных трубок на основе анализа химического состава воды. Особенности применения современных средств автоматизации. Оценка технико-экономических показателей АЭС общей мощностью 4000 МВт (4 энергоблока с ВВЭР-1000).

    дипломная работа [3,0 M], добавлен 29.05.2010

  • Общие характеристики и конструкция тепловой части реактора ВВЭР-1000. Технологическая схема энергоблоков с реакторами, особенности системы управления и контроля. Назначение, состав и устройство тепловыделяющей сборки. Конструктивный расчет ТВЕЛ.

    курсовая работа [1,4 M], добавлен 25.01.2013

  • Профилирование расходов по тепловыделяющим сборкам активной зоны реактора ВВЭР-1000. Определение расхода теплоносителя через межкассетные зазоры и доли тепла, перетекающего в межкассетное пространство. Расчет мощности главного циркуляционного насоса.

    курсовая работа [279,9 K], добавлен 08.12.2013

  • Ядерный реактор ВВЭР-1000 - водо-водяной энергетический реактор с водой под давлением, без кипения в активной зоне. Регулирование мощности, топология локальной вычислительной сети. Коррекция базы данных конфигурации. Обмен данными между ОБД и ЛВС.

    дипломная работа [1,3 M], добавлен 11.09.2011

  • Устройство синхронного генератора, экспериментальное подтверждение теоретических сведений о его свойствах. Сбор схемы генератора, пробный пуск и проверка возможности регулирования параметров. Анализ результатов эксперимента, составление отчета.

    лабораторная работа [221,2 K], добавлен 23.04.2012

  • Составление альбома главных принципиальных технологических схем АЭС и ее вспомогательных систем. Устройство, состав оборудования и элементы двух типов атомных реакторов: ВВЭР-1000 и РБМК-1000. Характеристика технологического режима работы системы.

    методичка [2,3 M], добавлен 10.09.2013

  • Основные технико-экономические показатели энергоблока атомной электростанции. Разработка типового оптимизированного и информатизированного проекта двухблочной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР-1300. Управление тяжелыми авариями.

    реферат [20,6 K], добавлен 29.05.2015

  • Определение наружного диаметра изоляции стального трубопровода с установленной температурой внешней поверхности, температуры линейного коэффициента теплопередачи от воды к воздуху; потери теплоты с 1 м трубопровода. Анализ пригодности изоляции.

    контрольная работа [106,4 K], добавлен 28.03.2010

  • Описание нейтронно-физических характеристик реактора ВВЭР-440. Определение коэффициента размножения тепловых нейтронов. Нахождение капиталовложений и ежегодных эксплуатационных издержек системы "ВВЭР СВШД". Мероприятия по защите от радиоактивных выбросов.

    дипломная работа [1,1 M], добавлен 23.01.2014

  • Назначение вентиляционных установок и воздуховодов атомных электростанций. Основы проектирования и примерная схема специальной технологической вентиляции реакторного отделения. Обеспечение допустимых температур воздуха в производственных помещениях.

    курсовая работа [939,0 K], добавлен 25.01.2013

  • Месторасположение, размещение и компоновка электростанции. Основные узлы реактора. Турбинное, реакторное и электросиловое оборудование АЭС. Электроснабжение собственных нужд. Назначение водно-химического режима первого контура АС с реакторами ВВЭР-1000.

    отчет по практике [485,3 K], добавлен 14.03.2015

  • Основные характеристики района сооружения атомной электростанции. Предварительное технико-экономическое обоснование модернизации энергоблока. Основные компоновочные решения оборудования 2-го контура. Расчет процессов циркуляции в парогенераторе.

    дипломная работа [1,5 M], добавлен 29.01.2014

  • Предназначение и конструктивные особенности ядерного энергетического реактора ВВЭР-1000. Характеристика и основные функции парогенератора реактора. Расчет горизонтального парогенератора, особенности гидравлического расчета и гидравлических потерь.

    контрольная работа [185,5 K], добавлен 09.04.2012

  • Расчет активных и реактивных нагрузок на потребителей с целью проектирования электрической сети. Оценка необходимой мощности компенсирующих устройств приемной подстанции. Выбор трансформаторов проектируемой линии. Компоновка АЭС с реакторами ВВЭР-1000.

    дипломная работа [521,7 K], добавлен 18.07.2014

  • Особенности конструкции основного и вспомогательного оборудования Ростовской атомной электрической станции, принципы его действия. Тепловая схема энергоблока АЭС, контуры циркуляции. Технические характеристики реактора ВВЭР-1000, системы парогенератора.

    отчет по практике [1,5 M], добавлен 26.09.2013

  • Описание АЭС с серийными энергоблоками: технологическая система пара собственных нужд, цифровые автоматические регуляторы системы, расчётная оценка материального баланса и его состояние при нарушении работы. Анализ переходных процессов энергоблока.

    курсовая работа [797,6 K], добавлен 15.10.2012

  • Оценка влияния течей второго контура на эксплуатационные режимы работы реакторной установки. Определение дополнительных признаков и их использование для составления процедуры управления и диагностики течей контура. Управление запроектными авариями.

    дипломная работа [2,3 M], добавлен 19.03.2013

  • Рассмотрение демонстрационных опытов как важной составляющей школьного физического эксперимента. Разработка карт опытов для усиления практической составляющей курса физики в школе. Необходимость проведения эксперимента при изучении раздела "Оптика".

    курсовая работа [1,3 M], добавлен 08.06.2015

  • Расчет простого трубопровода, методика применения уравнения Бернулли. Определение диаметра трубопровода. Кавитационный расчет всасывающей линии. Определение максимальной высоты подъема и максимального расхода жидкости. Схема центробежного насоса.

    презентация [507,6 K], добавлен 29.01.2014

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.