Конденсационный режим работы парогенератора ВВЭР при аварийных ситуациях

XX — XXI века — период высокого темпа роста промышленности, строительства и потребления энергии во всём мире. Население планеты стремительно растёт, а, значит, растёт и потребность в энергетических ресурсах.

Основными источниками энергии, на данный момент, являются уголь и углеводороды: нефть и газ. Главные их недостатки — исчерпаемость и невозобновляе-мость. Соответственно, перед человечеством стоит весьма сложная и актуальная задача — поиск новых источников энергии.

Наиболее перспективной, в этом плане, является ядерная энергия. Топливом для получения этого вида энергии является уран, который присутствует на планете в достаточном количестве — по разным оценкам его хватит на многие сотни лет.

Одним из первых на уран, как на новый источник энергии обратил внимание академик В. И. Вернадский. В 1914 году он написал об уране: источник огромной энергии в миллион раз превышает все источники сил, какие рисовались человеческому воображению. Сумеет ли человек воспользоваться этой силой, направить ее на добро, а не на самоуничтожение?".

Однако ядерная энергетика до сих пор является предметом острых споров. Противники ее развития ставят под сомнение безопасность и экологичность подобного способа получения энергии.

Необходимо отметить, что в истории были трагические случаи аварий на атомных станциях, последствия которых не удается ликвидировать до сих пор. Последней такой катастрофой была авария в Японии на АЭС «Фукусима — 1» (11 марта 2011 г.), которая была оценена экспертами по 7-му, максимальному, уровню международной шкалы ядерных событий (INES).

Проблема безопасной эксплуатации атомных станций вызывает большую озабоченность у мировой общественности, что приводит к сворачиванию программ, направленных на развитие ядерной энергетики и строительство новых энергоблоков. Так, например, в Германии был принят закон о прекращении функционирования всех АЭС страны к 2022 году.

Единственным компромиссным решением может стать обеспечение более высокого уровня безопасности новых строящихся энергоблоков и постепенный вывод из эксплуатации менее надежных реакторов старого типа.

В повышении вероятности неблагоприятного развития сценария аварии на АЭС играет большую роль человеческий фактор. Анализ инцидентов на атомных станциях показал, что вмешательство эксплуатационного персонала в работу систем безопасности может привести к негативным, непоправимым последствиям. Поэтому основной концепцией развития ядерной энергетики является разработка, обоснование и внедрение пассивных систем безопасности (ПСБ), которые не требуют для своей работы участия оператора и не зависят от источников энергоснабжения.

Предприятиями государственной корпорации «Росатом» был разработан проект атомной станции с улучшенными технико-технологическими показателями, получивший название «АЭС-2006». Целью создания данного проекта является достижение современных показателей безопасности и надежности при оптимизированных материальных затратах на сооружение станции. Предусмотрена защита АЭС от землетрясения, цунами, урагана, и даже падения самолета.

Примерами усовершенствований являются двойная защитная оболочка реакторного зала (контейнмент) и «ловушка» расплава активной зоны, расположенная под корпусом реактора. Также в проекте «АЭС-2006» с реактором ВВЭР-1200 предусмотрено использование пассивных систем безопасности. К их числу относятся система гидроёмкостей второй ступени (система ГЕ-2) и система пассивного отвода тепла (СПОТ). В случае аварии, связанной с разрывом одной из четырех петель трубопроводов первого контура и потерей всех источников электропитания (включая дизель-генераторы), предусмотрено обеспечение отвода остаточного тепловыделения от активной зоны с помощью этих систем.

Система СПОТ должна обеспечить перевод парогенераторов в режим конденсации пара, тем самым гарантируя подпитку первого контура. Работа парогенератора ВВЭР в нештатном конденсационном режиме требует проведения экспериментального обоснования. Для этого в ГНЦ РФ-ФЭИ был сооружён крупномасштабный тепло-гидравлический стенд ГЕ2М-ПГ. На нём было проведено два этапа исследований, состоящих из нескольких серий экспериментов, по изучению работы модели парогенератора (ПГ) в режиме конденсации пара, в результате которых были получены данные для верификации существующих расчётных кодов, моделирующих процессы отвода тепла в реакторе в случае запроектной аварии (ЗПА).

Таким образом, целью работы являлось обоснование работоспособности парогенератора реактора ВВЭР в нештатном конденсационном режиме путем проведения экспериментальных исследований.

Актуальность поставленных и решаемых в процессе исследования задач следует из необходимости повышения безопасности АЭС с реактором ВВЭР, что достигается широким использованием систем безопасности, функционирование которых основано на пассивных принципах.

Новизна и практическая значимость диссертационной работы заключается в следующем:

— впервые на крупномасштабной модели изучены особенности конденсационного режима работы парогенератора ВВЭР, а также в ходе экспериментов были получены данные для верификации расчётных теплогидравлических кодов ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП;

— впервые экспериментально установлено, что совместная работа пассивных систем ГЕ-2 и СПОТ позволяет обеспечить работу парогенератора в режиме конденсации пара при подаче в трубный пучок многокомпонентной парогазовой смеси.

Результаты экспериментов были использованы для верификации расчётных кодов ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП, выполненной в ОАО «ОКБ Гидропресс». После проведения верификации расчётные коды могут использоваться для моделирования процессов теплои массообмена при конденсации пара и парогазовой смеси в трубчатке натурного парогенератора реактора ВВЭР и обоснования его работоспособности при ЗПА.

Автор защищает;

— результаты экспериментального исследования работы модели парогенератора ВВЭР в нештатном конденсационном режиме на крупномасштабном стенде;

— выявленные характеристики конденсационного режима работы многорядного горизонтального парогенератора при подаче пара и парогазовой смеси;

— результаты экспериментов, проведённых методом стационарных состояний и предназначенных для верификации расчётных кодов.

Апробация работы:

Основные результаты диссертации докладывались соискателем на следующих конференциях:

— XII международная научно-инновационная конференция студентов, аспирантов и молодых специалистов «Полярное сияние», Санкт-Петербург, 2009 г.;

— XI научно-техническая конференция молодых специалистов, ОКБ «Гидропресс», Подольск, 2009 г.;

— X, XI, XII научные школы молодых учёных ИБРАЭ РАН, Москва, 2009, 2010, 2011 гг.;

— Молодёжная научно-техническая конференция «Эксперимент-2010», ОАО «ОКБМ Африкантов», Нижний Новгород, 2010 г.;

— XI международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2009 г.;

— Пятая Российская национальная конференция по теплообмену, Москва, 2010 г.;

— Международный молодёжный научный форум «Ядерное будущее», Голицыне, 2011 г.

Всего по теме диссертации было опубликовано 17 работ, включая две статьи в журнале, входящем в перечень ВАК.

Достоверность полученных результатов обеспечивается воспроизводимостью результатов экспериментов, а также использованием на крупномасштабном стенде ГЕ2М-ПГ современных методик исследований и аттестованных средств измерений.

Личный вклад автора в получении результатов, изложенных в диссертации, заключается в том, что он, как исполнитель, принимал непосредственное участие в наладке экспериментального стенда ГЕ2М-ПГ, разрабатывал методики исследований, участвовал в проведении экспериментов, а также обрабатывал и анализировал результаты опытов.

Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и списка использованных источников из 42 наименований. Работа представлена на 137 страницах и содержит 86 рисунков и 17 таблиц.

ВЫВОДЫ К ГЛАВЕ 5.

Для моделирования процессов, происходящих в активной зоне в случае аварии, используются расчетные коды ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП. Неопределенность в способности этих кодов моделировать физические процессы в реакторной установке при низких тепловых потоках обуславливает необходимость их верификации. Для этого на экспериментальной установке в ГНЦ РФ-ФЭИ были проведены экспериментальные исследования. Данные, полученные в ходе опытов, подтвердили способность этих кодов моделировать процессы тепло — и массообмена при конденсации пара и парогазовой смеси в трубчатке парогенератора реактора ВВЭР.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

На крупномасштабном стенде ГЕ2М-ПГ, созданном в ГНЦ РФ-ФЭИ, в период с 2008 по 2011 гг. проведены эксперименты, целью которых было получение характеристик конденсационного режима работы модели парогенератора реактора ВВЭР-1200.

Опыты проводились в два этапа. В рамках исследований первого этапа проводились эксперименты для получения зависимости конденсационной мощности ПГ от давления второго контура. Также были проведены эксперименты с подачей в первый контур неконденсирующихся газов, и опыты для обоснования достаточности расхода проектной сдувки.

Кроме того, были выявлены основные особенности и характеристики работы ПГ в режиме конденсации пара. К их числу относятся:

— наличие процессов естественной циркуляции в обоих контурах;

— низкие перепады температур между средами первого и второго контуров;

— низкие значения удельного теплового потока 1000 Вт/м);

— наличие неконденсирующихся газов в трубчатке парогенератора.

Исследования в рамках второго этапа проводились методом стационарных состояний и были выполнены на основании расчетных данных для аварийных процессов длительностью 24 и 72 часа. Целью этих опытов было получение данных для верификации расчетных кодов ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП для обоснования возможности их использования для моделирования процессов в парогенераторе при низких тепловых потоках.

Таким образом, результаты проведенной работы заключаются в следующем:

1. Была разработана методика двухэтапных исследований работы модели парогенератора реактора ВВЭР в конденсационном режиме на крупномасштабном стенде.

2. Эксперименты на «чистом» паре показали, что ~ 90% конденсата, образующегося в трубчатке модели парогенератора, стекает в «холодный» коллектор, то есть, применительно к реальной АЭС, в активную зону реактора.

3. Эксперименты с наличием неконденсирующихся газов в паре первого контура позволили определить характеристики процессов отравления парогенератора и ус.

4. Опыты с оттоком газов показали, что отвод парогазовой смеси с расходом, соответствующим расходной характеристики системы ГЕ-2, позволяет сохранить необходимую конденсационную мощность ПГ, достаточную для поддержания эффективного теплоотвода от реакторной установки.

5. Эксперименты, проведенные методом стационарных состояний, позволили получить характеристики ПГ, работающего в конденсационном режиме в условиях суточного и трёхсуточного аварийных процессов.

6. Результаты экспериментов, как первого, так и второго этапов, были использованы для верификации расчетных кодов ТЕЧЬ-М и КОРСАР/ГП. После проведения верификации расчетные коды могут использоваться для моделирования процессов тепло — и массообмена при конденсации пара и парогазовой смеси в трубчатке парогенератора реактора ВВЭР и обоснования его работоспособности при запроектной аварии.