Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2

Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2

Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели...

Повний опис

Збережено в:
Бібліографічні деталі
Дата:2013
Автори: Воробьев, Ю.Ю., Терещенко, И.А.
Формат: Стаття
Мова:Russian
Опубліковано: Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2013
Назва видання:Ядерна та радіаційна безпека
Онлайн доступ:http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97258
Теги: Додати тег
Немає тегів, Будьте першим, хто поставить тег для цього запису!
Назва журналу:Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Цитувати:Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос.

Репозитарії

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
id irk-123456789-97258
record_format dspace
spelling irk-123456789-972582016-03-27T04:02:49Z Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 Воробьев, Ю.Ю. Терещенко, И.А. Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели с использованием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации в холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием предохранительного клапана компенсатора давления с экспериментальными данными показало улучшение картины описания переходного процесса. Модель может применяться для оценки явлений при ожидаемой термической стратификации теплоносителя в холодных нитках. Ключевые слова: стратификация потоков, расчетная модель, перемешивание, термошок, термоудар, компьютерная модель, расчетный код, валидация. Проведено розбиття холодних та гарячих ниток моделі реактора ВВЕР-1000 для комп’ютеронго коду RELAP5/MOD3.2 на два рівні за висотою для моделювання стратифікованих течій в головному циркуляційному трубопроводі в разі подачі води від системи охолодження активної зони. Виконано тестування моделі з використанням експериментальних даних щодо перемішування та стратифікації в холодній нитці. Порівняння результатів розрахунку течі з незачиненням запобіжного клапана компенсатора тиску з експериментальними даними показало покращення картини опису перехідного процесу. Модель може застосовуватися для оцінки явищ при очікуваній термічній стратифікації теплоносія в холодних нитках. Ключові слова: стратифікація потоків, розрахункова модель, перемішування, термошок, термоудар, комп’ютерна модель, розрахунковий код, валідація. The cold and hot legs are split in the WWER-1000 model for RELAP/MOD3.2 code into two vertical levels to model the stratified flows in the main coolant piping (MCP) in case of water injection by core cooling systems. The model is tested using the cold leg stratification and mixing experimental data. The comparison of the results for a leak through the open pressurizer safety valve with experimental data showed improvement of transient behavior. The model can be used for the evaluation of anticipated thermal stratification phenomena in cold legs. Keywords: flow stratification, calculation model, mixing, thermal shock, computer model, computer code, validation 2013 Article Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97258 621.039.53: 004.94 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection DSpace DC
language Russian
description Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.2 на два уровня по высоте для моделирования стратифицированных течений в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы охлаждения активной зоны. Выполнено тестирование модели с использованием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации в холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием предохранительного клапана компенсатора давления с экспериментальными данными показало улучшение картины описания переходного процесса. Модель может применяться для оценки явлений при ожидаемой термической стратификации теплоносителя в холодных нитках. Ключевые слова: стратификация потоков, расчетная модель, перемешивание, термошок, термоудар, компьютерная модель, расчетный код, валидация.
format Article
author Воробьев, Ю.Ю.
Терещенко, И.А.
spellingShingle Воробьев, Ю.Ю.
Терещенко, И.А.
Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
Ядерна та радіаційна безпека
author_facet Воробьев, Ю.Ю.
Терещенко, И.А.
author_sort Воробьев, Ю.Ю.
title Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
title_short Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
title_full Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
title_fullStr Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
title_full_unstemmed Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2
title_sort моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода relap5/mod3.2
publisher Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate 2013
url http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97258
citation_txt Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 / Ю.Ю. Воробьев, И.А. Терещенко // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 14-21. — Бібліогр.: 14 назв. — рос.
series Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv AT vorobʹevûû modelirovanietemperaturnogorassloeniâvglavnomcirkulâcionnomtruboprovodepriestestvennojcirkulâciiteplonositelâpervogokonturadlâocenkitermošokakorpusareaktoraspomoŝʹûkodarelap5mod32
AT tereŝenkoia modelirovanietemperaturnogorassloeniâvglavnomcirkulâcionnomtruboprovodepriestestvennojcirkulâciiteplonositelâpervogokonturadlâocenkitermošokakorpusareaktoraspomoŝʹûkodarelap5mod32
first_indexed 2025-07-07T04:42:22Z
last_indexed 2025-07-07T04:42:22Z
_version_ 1836961857196261376
fulltext 14 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 УДК 621.039.53: 004.94 Ю. Ю. Воробьев, И. А. Терещенко Государственный научно-технический центр по ядерной  и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя первого контура для оценки термошока корпуса реактора с помощью кода RELAP5/MOD3.2 Проведено разбиение холодных и горячих ниток модели реактора  ВВЭР-1000  для  компьютерного  кода  RELAP5/MOD3.2  на  два  уровня  по высоте  с целью  моделирования  стратифицированных  течений  в главном циркуляционном трубопроводе при подаче воды от системы  охлаждения  активной  зоны.  Модель  протестирована  с использова- нием экспериментальных данных по перемешиванию и стратификации  в холодной нитке. Сравнение результатов расчета течи с незакрытием  предохранительного  клапана  компенсатора  давления  с эксперимен- тальными  данными  показало  улучшение  описания  переходного  про- цесса. Модель может применяться для оценки явлений при ожидаемой  термической стратификации теплоносителя в холодных нитках. К л ю ч е в ы е   с л о в а: стратификация потоков, расчетная модель,  перемешивание,  термошок,  термоудар,  компьютерная  модель,  рас- четный код, валидация. Ю. Ю. Воробйов, І. А. Терещенко Моделювання температурного розшарування в головному циркуляційному трубопроводі за природної циркуляції тепло­ носія першого контуру для оцінки термошоку корпусу реактора за допомогою коду RELAP5/MOD3.2 Проведено  розбиття  холодних  та  гарячих  ниток  моделі  реактора  ВВЕР-1000  для  комп’ютеронго  коду  RELAP5/MOD3.2  на  два  рівні  за  висотою  для  моделювання  стратифікованих  течій  в головному  цирку- ляційному  трубопроводі  в разі  подачі  води  від  системи  охолодження  активної  зони.  Модель  протестовано  з використанням  експеримен- тальних  даних  щодо  перемішування  та  стратифікації  в холодній  нитці.  Порівняння  результатів  розрахунку  течі  з незачиненням  запобіжного  клапана компенсатора тиску з експериментальними даними показало  покращення  опису  перехідного  процесу.  Модель  може  застосовува- тися для оцінки явищ за очікуваної термічної стратифікації теплоносія  в холодних нитках. К л ю ч о в і   с л о в а:  стратифікація  потоків,  розрахункова  модель,  перемішування,  термошок,  термоудар,  комп’ютерна  модель,  розра- хунковий код, валідація. © Ю. Ю. Воробьев, И. А. Терещенко, 2013 В данной работе исследуются теплогидравлические аспекты поведения теплоносителя в циркуляци- онных петлях реакторной установки при взаимо- действии с борным раствором, который подается в первый контур насосами системы аварийного охлаждения зоны (САОЗ). Интегральные компьютерные модели реакторных уста- новок (РУ) для расчетных теплогидравлических кодов (на- пример, RELAP5/MOD3.�) позволяют получить только среднесмешанные значения параметров по определенному расчетному объему, в то время как интерес представляет именно информация по локальным значениям параметров теплоносителя, борного раствора и их смеси. Расчетная модель реактора ВВЭР-1000 для кода RELAP5/Mod3.� [1, �] доработана путем детального квази- двумерного моделирования опускного участка с исполь- зованием технологии параллельных каналов. Для иссле- дования возможности моделирования перемешивания внутри холодных и горячих ниток дополнительно вне- сены изменения в нодализацию данного оборудования. Примененный подход двухуровневого моделирования пе- тель главных циркуляционных трубопроводов (ГЦТ) по- казывает определенные результаты, но имеет и свои огра- ничения. В представленной работе исследуется поведение данной модели, проводится оценка области ее возможного применения и ограничения. Явление температурного расслоения в петлях ГЦТ. Эффекты стратификации и неполного перемешивания, а также картины сложного перемешивания теплоносите- ля существуют во многих состояниях РУ. Это возможно при подаче холодной воды САОЗ в петлю ГЦТ с низкой скоростью циркуляции, что, при определенных условиях, приводит к термогравитационному расслоению потока в петле (рис. 1). При попадании такого потока в опускной участок реактора в зависимости от скорости циркуляции наблюдается различная картина дальнейшего движения теплоносителя, определяемая импульсом самого потока, а также скоростью движения окружающей среды опускно- го участка. В реакторах ВВЭР при попадании холодного языка в об- ласть гидрозатвора петли через проточную часть ГЦН бо- лее тяжелая холодная вода накапливается в гидрозатворе (рис. 1), что приводит к невозможности однофазной цир- куляции по данной петле. Данный эффект предполагается по данным реального инцидента с незакрытием предохра- нительного клапана компенсатора давления (ПК КД) на энергоблоке № 3 Ривненской АЭС [3] и подтверждается стендовыми испытаниями на установке APEX [4]. Аналогичные случаи возникают в соединительных трубопроводах КД (дыхательный трубопровод). При этом горячая вода из КД расслаивается в горизонтальных участ- ках трубопровода, что приводит к пульсациям темпера- туры, сказываясь на тепловой усталости материалов [5]. Результаты попадания холодной воды в гидрозатвор хо- лодной нитки при подаче воды с более высокой плотнос- тью в прямой участок петли наглядно представлены в [6]. Важным является наличие восходящего и нисходящего потоков жидкости в опускной части гидрозатвора, что и приводит к перемешиванию и попаданию в него более холодной воды. Критерии перемешивания в условиях естественной цир­ куляции в петле с подачей от САОЗ. Явление перемешива- ния в петлях ГЦТ при низкой скорости циркуляции или ее останове неотделимо связано с явлением перемешивания в опускном участке реактора. Подача воды САОЗ в мес- те впрыска задает граничные условия для дальнейшего ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 15 Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя поведения потока по пути к входному патрубку реактора и далее вниз по опускному участку. Применительно к гео- метрии реактора и холодной нитки при определенных рас- ходах воды в ГЦТ возникает встречное течение. Верхнюю часть сечения ГЦТ занимает поток горячего теплоноси- теля из опускного участка, а нижнюю — поток холодной воды. Перемешивание воды САОЗ и горячей воды проис- ходит в основном в области впрыска воды САОЗ. Данное расслоение появляется при низкой скорости холодной жидкости, которая входит в трубопровод с горячей жидко- стью [7, 8]. Перемешивание в точке впрыска воды САОЗ зависит от числа Фруда для впрыска и геометрии подводящего пат- рубка [9]. Численным критерием перемешивания является отношение обратного расхода (отношение расхода горячей воды верхнего слоя Qh, поступающего из опускного уча- стка реактора, к расходу воды САОЗ QHPI), или коэффици- ент перемешивания (entrainment coefficient):entrainment coefficient): coefficient):coefficient):): h HPI Q e Q = . (1) На рис. � представлена зависимость данного коэф- фициента от модифицированного числа Фруда, которое определяется как / 1 2 Fr ,=  ρ − ρ  ρ  HPI HPI CL HPI CL CL CL HPI Q a gD (�) где QHPI — объемный расход подачи САОЗ ВД, м3/с; aCL — площадь сечения холодной нитки, м�; DCL — диаметр хо- лодной нитки, м; ρCL, ρHPI — плотность воды в холодной нитке и воды САОЗ, кг/м3; g = 9,8066 м/с� — ускорение свободного падения. Аналогичные экспериментальные данные представ- лены в [10] для стендовой установки UPTF при различ-UPTF при различ- при различ- ных комбинациях расхода САОЗ и разности плотностей. Упрощенно можно считать, что после перемешивания вода подается в опускной участок с температурой 1 h HPI mix eT T T e + = + , (3) где Th, TTHPI — температура горячей воды опускного уча- стка и САОЗ, соответственно; Tmix — результирующая температура воды, попадающей в опускной участок. Для более точного расчета необходимо учитывать энтальпию смешивающихся потоков. При наличии расхода в петле с подачей воды САОЗ картина перемешивания может меняться в зависимости от импульса потока. Экспериментально определены соот- ветствующие критерии по расходу в холодной нитке, ниже которого начинается стратификация потока в холодной нитке: критерий 1 (Theofanous [11, 1�]) — 7 5 /Fr 1 L HPI CL HPI Q Q −  = +    , (4) критерий � (Reyes [13]) — 1 3 2 2 /Fr 1 1 , − −   ρ = + ⋅ +   ρ    L HPI L HPI CL HPI L HPI Q Q Q Q (5) где QL и ρL — объемный расход и плотность в холодной нитке, соответственно. При больших расходах в холодной нитке перемешива- ние происходит равномерно по сечению и стратификация исчезает. Модель ГЦТ и реактора. Для разбиения холодных ниток ГЦТ применялось расположение горизонтальных объемов половинного сечения ГЦТ с разностью их высотных от- меток 0,85/� = 0,4�5 м. Объемы связывались поперечны- ми связями для имитации перемешивания. Разбиению подвергались холодные нитки, включая ГЦН и гидроза- творы (рис. 3, 4). Разбиение горячих ниток проведено ана- логично, однако соединение с реактором произведено на одном уровне (рис. 5, 6). Данный способ позволяет учесть перемешивание петли, однако не в полной мере учитывает расслоение в горячих нитках. На входе в реактор прове- дено аналогичное разбиение по высоте входного объема. Рис. 1. Эффекты стратификации и перемешивания в первом контуре реакторной установки при подаче воды САОЗ [6] Рис. �. Зависимость коэффициента перемешивания от модифицированного числа Фруда 16 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 Ю. Ю. Воробьев, И. А. Терещенко Рис. 3. Нодализация холодной нитки петли № 1 базовой модели Рис. 4. Нодализация холодной нитки петли № 1 для двухуровневой модели Рис. 5. Нодализация горячей нитки петли № 1 базовой модели Рис. 6. Нодализация горячей нитки петли № 1 для двухуровневой модели ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 17 Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя Необходимость вовлечения в перемешивание гидроза- твора потребовала разбиения соответствующего участка также на два уровня. Площадь поперечных связей равна сечению ГЦТ в поперечном направлении с коэффици- ентом гидравлического сопротивления (КГС) связей 0,01 и отключенным учетом импульса (флаг s = 3). Анализ чувствительности к КГС поперечной связи показал малое влияние на скорости перемешивания, поэтому, исходя из физической необоснованности более высоких значений, решено оставить данное значение КГС. Главные циркуляционные насосы (ГЦН) разделены на две компоненты с уменьшенным в два раза расходом и объемом. Два ГЦН в модели петли вращаются син- хронно и имеют одинаковые сигналы. Сравнение переход- ного процесса с выбегом ГЦН и естественной циркуля- цией показало полную идентичность картины с базовой моделью. Для модели горячих ниток применен аналогичный под- ход, при котором искусственно перемешивается горячая нитка с выходным объемом реактора (рис. 6.). При этом участки двух уровней модели горячей нитки присоединя- ются к одному объему на выходе реактора. Данный способ применен из-за нецелесообразности разбиения реактора на этом уровне на дополнительное количество объемов для точного учета разности высотных отметок. Тестирование данной модели на отдельных граничных условиях указы- вает на стабильное перемешивание горячей нитки с вы- ходным объемом реактора. Однако данный подход имеет недостаток — значения температуры верха и низа горячей нитки практически совпадают. Присоединение САОЗ к трубопроводам соответствует реальному положению патрубков. Определено, что модель САОЗ высокого давления (ВД) показывает стабильные физичные результаты при соединении с боковой гранью нижнего уровня модели холодной нитки. Расположение точек замера температуры выбрано в объемах до патрубка САОЗ ВД. Описание модели реактора представлено в [1, �]. Разбиение опускного участка произведено азимутальным разделением на �0 вертикальных каналов (по пять на каж- дый из четырех секторов) с соединением поперечными связями. Сборка, настройка модели, качественная и количествен­ ная проверка явления стратификации. Настройка гидравли- ческих характеристик тракта реактора совместно с первым контуром показала необходимость минимальной корректи- ровки сопротивления на входе в реактор. Остальные гид- равлические условия соответствуют базовой модели [1, �]. Проверка модели ГЦТ при низких скоростях циркуляции совместно с реактором показала стабильное отсутствие вторичных течений. Заданная стратификация теплоноси- теля в ГЦТ (горячий верх, холодный низ) поддерживается стабильно. Сравнительный анализ процессов с отключе- нием ГЦН в базовой модели и в модели с двухуровневыми петлями показал практически идентичность расходов по тракту первого контура. Для оценки картины циркуляции в холодной нитке при подаче воды САОЗ в условиях стагнации была поставлена модельная задача. На граничных условиях в одну петлю ГЦТ производился впрыск воды САОЗ ВД температурой 30 °C. Начальные условия в петле соответствовали темпе- ратуре �86 °C и давлению 80 кгс/см�. Давление поддержи- валось постоянным. Остальные петли отключались. По данным расходов определялся коэффициент перемешива- ния (рис. 7), который потом сравнивался с аналогичными экспериментами на установке UPTF [10]. Из рисунка видно, что при малых расходах впрыска САОЗ модель обладает более сильным перемешиванием. При расходах около 50 кг/с и выше совпадение можно счи- тать удовлетворительным. Аналогично были проведены на граничных условиях тесты по проверке начала стратификации потока в петле при подаче САОЗ совместно с расходом по холодной нитке. Примененные критерии описаны выше. Для определения момента начала стратификации в холодной нитке с по- стоянным впрыском от САОЗ осуществлялось постепенное линейное во времени снижение общего расхода в холод- ной нитке. За момент начала стратификации принимался момент начала снижения температуры в объеме до пат- рубка впрыска САОЗ (начало течения нижней части холод- ной нитки в обратном направлении). На рис. 8 представ- лены результаты тестовых расчетов в сравнении с двумя Рис. 7. Коэффициент перемешивания при впрыске воды САОЗ в холодную нитку в условиях стагнации потока Рис. 8. Оценка момента начала стратификации при подаче воды САОЗ в холодной нитке с расходом теплоносителя 18 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 Ю. Ю. Воробьев, И. А. Терещенко корреляциями. Видно, что для выбранного интервала рас- ходов совпадение достаточно хорошее, результаты расчета укладываются в область между двумя выбранными корре- ляциями. Расчетная проверка модели по экспериментальным дан­ ным. Для расчетной проверки измененной модели РУ с ре- актором ВВЭР-1000 выбирается нарушение «Незакрытие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP�1S01 во время плановой проверки работоспособности реальным повышением давления в первом контуре перед пуском энергоблока № 3 после ППР из-за подклинивания в седле золотника импульсного клапана YP�1S04 после его откры- тия» [4]. Моделирование переходного процесса повторяет путь валидационного анализа, подробно изложенного в [1] и [14]. Данное нарушение характеризуется: поведением РУ при течи первого контура из парового пространства КД; работой каналов САОЗ ВД; работой каналов САОЗ низкого давления (НД). Расположение термопар и термосопротивлений в ГЦТ указано на рис. 9. Сравнение данных расчетного анализа с показания- ми термодатчиков АЭС для петли № 1 представлено на рис. 10—13 (TC, TP означает термопару, TR — термосопро-TP означает термопару, TR — термосопро-означает термопару, TR — термосопро- тивление). Как указано ранее, термосопротивление распо- ложено выше по отметке сечения ГЦТ, поэтому его пока- зания сравниваются с температурой жидкости в верхнем объеме модели. Видно, что показания модели улучшились, однако пе- ремешивание происходит более интенсивно. Это прояв- ляется в более интенсивном снижении температуры, что особенно выражено на этапе короткой подачи от САОЗ ВД. На этапе продолжительной подачи (�000–3500 с) совпаде- ние можно считать удовлетворительным. Величина разно- сти температуры верх—низ в холодной нитке в этом случае определяется достаточно корректно. Сравнение данных расчетного анализа с показаниями термодатчиков АЭС для петли № �, в которую не происхо- дит подача воды САОЗ, представлено на рис. 14 и 15. В этом случае перемешивание происходит через общие объемы на входе в реактор. Как видно из результатов, представ- ленных на рис. 14, базовая модель не отражает корректно поведение температуры. Разбиение холодных ниток позво- ляет учесть перемешивание и приводит к более коррект- ному поведению температуры жидкости в холодной нитке (рис. 15). Рис. 9. Азимутальное расположение штуцеров на трубопроводе ГЦТ для подключения станционных термодатчиков Углы врезки термопреобразователей Холодная нитка Горячая нитка Рис. 1�. Температура в холодной нитке петли № 1 (нижний объем двухуровневой модели) Рис. 13. Температура в холодной нитке петли № 1 (верхний объем двухуровневой модели) Рис. 11. Температура в холодной нитке петли № 1 (базовая модель) Рис. 10. Расход насоса САОЗ ВД T�13D01T�13D0113D01D0101 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 19 Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя * Представлены значения температур в верхнем и нижнем объемах. Рис. 18. Расход в холодной нитке петли № 4 (базовая модель) Рис. 19. Температура в гидрозатворе петли № 4 (базовая модель) Рис. �0. Расход в холодной нитке петли № 4 (двухуровневая модель) Рис. �1. Температура в гидрозатворе петли № 4* (двухуровневая модель) Рис. 14. Температура в холодной нитке петли № � (базовая модель) Рис. 15. Температура в холодной нитке петли № � (нижний объем двухуровневой модели) Рис. 16. Температура в горячей нитке петли № 4 (базовая модель) Рис. 17. Температура в горячей нитке петли № 4 (нижний объем двухуровневой модели) �0 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 Ю. Ю. Воробьев, И. А. Терещенко для одномерной модели ГЦТ — чуть ниже. Опираясь на представленную информацию можно признать, что подход к моделированию холодных ниток одним уровнем гидрав- лических объемов по высоте более консервативен с точки зрения оценки термошока корпуса реактора. Выводы В целом моделирование расслоения в ГЦТ путем раз- биения ниток по высоте в рамках одномерного расчетно- го кода является возможным, на что указывают данные проведенного расчетного анализа. Отсутствие трения и «зацепления» потоков одномерных объемов в одном канале приводит к преувеличению перемешиваемости как внутри ГЦТ, так и в опускном участке реактора. Расслоение в холодных нитках при подаче воды САОЗ может быть смоделировано удовлетворительно. При дан- ном моделировании можно избежать паразитных эффек- тов разворота направления циркуляции в петлях. Однако полная симуляция распределения потоков внутри нитки проблематична. Моделирование горячих ниток разбиением петель по высоте требует соответствующего разбиения модели ре- актора, что, исходя из узкого применения таких моделей, не оправданно. Более того, при формировании основных условий охлаждения в холодных нитках, численная схема расчетного кода и сама нодализация «размывает» фронты стратификации, что делает проблематичным выявление такого феномена в горячих нитках. Анализ поведения температур горячих ниток по реаль- ным данным АЭС для течей с подачей САОЗ при низкой тепловой мощности выявил существенную стратифика- цию теплоносителя. Разность температур может достигать 140 °C. Представленный факт необходимо учитывать при оценках прочности аналогичных режимов. Моделирование его в рамках рассмотренного выше подхода требует значи- тельных усилий по переработке модели. Влияние двухуровневого моделирования ниток ГЦТ, как и ожидалось, приводит к более мягким последствиям с точки зрения охлаждения корпуса реактора за счет бо- лее интенсивного перемешивания в петлях. Подход с мо- делированием одномерных холодных ниток можно считать более консервативным с точки зрения термошока корпуса реактора. Следует отметить, что проверка различных явлений для данной модели проведена преимущественно в однофазной области, поэтому ее применение, в основном, необходимо осуществлять в обозначенных границах. Например, это могут быть эксплуатационные расчеты. Применение такой модели возможно для оценки некоторых процессов, важ- ных для симптомно-ориентированных аварийных инст- рукций (СОАИ), где осуществляется подача воды САОЗ или возможны стагнации потока (компенсируемые течи, разрывы паропровода). Список использованной литературы 1. Комплексные теплогидравлические анализы для исследо- вания влияния термошока. Разработка теплогидравлической мо- дели реактора ВВЭР-1000 для оценки влияния термошока корпуса реактора с использованием компьютерного кода RELAP5/MOD3.� (этап № �, промежуточный): Отчет о НИР / ГНТЦ ЯРБ. — К., �010. На примере горячей нитки № 4 рассмотрим поведение температуры жидкости (рис. 16 и 17). Температура горячей петли в расчетном анализе находится между показаниями термопар и сопротивлений (рис. 17), что указывает на пол- ное перемешивание. Данный факт обусловлен способом подключения модели реактора к петле. Более того, при- нятая дискретизация модели и сам расчетный код не мо- гут отследить резкий фронт между холодным и горячим теплоносителем, который появляется на уровне горячих патрубков. Именно этот фронт приводит к расслоению теплоносителя в горячей нитке с разностью температуры верхнего и нижнего слоя до 140 °C. Отсутствие возможности моделировать такое резкое разделение холодного и горячего теплоносителя в петле приводит к более высокой температуре воды в КД по срав- нению с данными АЭС. Это, в свою очередь, влияет на характеристики истечения через ПК. Данные градиенты температур по сечению ГЦТ необходимо учитывать при прочностном расчете ГЦТ. Эффект захолаживания гидрозатвора и образование «хо­ лодных пробок». Следствием одномерности холодных ни- ток и чрезмерного их захолаживания в базовой модели при подаче от САОЗ является возможность разворота цирку- ляции во всей нитке в целом (рис. 18). При этом холодная вода попадает в гидрозатвор, что приводит к не наблюда- емому в реальности скачкообразному изменению темпера- тур петель и температур на выходе активной зоны (рис. 19). Двухуровневый подход к нодализации позволил перемеши- вать воду в гидрозатворе без соответствующего изменения общего расхода в петле (рис. �0), что приводит к постепен- ному заполнению гидрозатворов петель РУ и отсутствию колебаний расхода (рис. �1). Сравнение эффекта захолаживания опускного уча­ стка реактора для модели с одно­ и двухуровневым ГЦТ. Повышенное перемешивание при двухуровневом модели- ровании холодных ниток петель ГЦТ ожидаемо приводит к меньшей подаче холодной воды в опускной участок ре- актора при подаче САОЗ. Сравнение с базовой моделью указывает на более мягкие условия охлаждения области под патрубком ГЦТ (рис. ��). Сравнение средней темпе- ратуры на выходе активной зоны указывает на хорошее соответствие с данными АЭС на начальной фазе. На протяжении инцидента температура на выходе активной зоны находится чуть выше данных АЭС, в то время как Рис. ��. Температура в опускном участке под патрубком холодной нитки петли № 1 на уровне верха активной зоны напротив сварного шва № 4 корпуса реактора для базовой и двухуровневой модели холодных ниток ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 �1 Моделирование температурного расслоения в главном циркуляционном трубопроводе при естественной циркуляции теплоносителя �. Воробьев Ю. Ю. Теплогидравлическая модель реактора ВВЭР-1000 для получения граничных условий при оценке сопро- тивления хрупкому разрушению с использованием компьютерно- го кода RELAP5/MOD3.� / Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц // Ядерна та радіаційна безпека. — �011. — № � (50). — C. 13—19. 3. Отчет о расследовании нарушения в работе РАЭС. Неза- крытие главного предохранительного клапана ИПУ КД YP�1S01YP�1S01�1S01S0101 во время плановой проверки работоспособности реальным по- вышением давления в первом контуре перед пуском энерго- блока № 3 после ППР из-за подклинивания в седле золотника импульсного клапана YP�1S04 после его открытия: Отчет № 3YP�1S04 после его открытия: Отчет № 3�1S04 после его открытия: Отчет № 3S04 после его открытия: Отчет № 304 после его открытия: Отчет № 3 РОВ-П07-00�–09-09Д, ОП РАЭС. — �009. 4. International Comparative Assessment Study of Pressuri�edInternational Comparative Assessment Study of Pressuri�ed Comparative Assessment Study of Pressuri�edComparative Assessment Study of Pressuri�ed Assessment Study of Pressuri�edAssessment Study of Pressuri�ed Study of Pressuri�edStudy of Pressuri�ed of Pressuri�edof Pressuri�ed Pressuri�edPressuri�ed Thermal Shock in Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651, Shock in Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651,Shock in Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651, in Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651,in Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651, Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651,Reactor Pressure Vessels. NUREG/CR-6651, Pressure Vessels. NUREG/CR-6651,Pressure Vessels. NUREG/CR-6651, Vessels. NUREG/CR-6651,Vessels. NUREG/CR-6651,. NUREG/CR-6651, ORNL/TM-1999/�31. — 1999. 5. Structural evaluation of thermal stratification for PWR surgeStructural evaluation of thermal stratification for PWR surge line / Yu Y .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. / Yu Y .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.Yu Y .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. Y .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.Y .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. .J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng..J., Park S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. S. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.H., Sohn G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng. G. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.. H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.H. and Bak W. J. // Nucl. Eng.. and Bak W. J. // Nucl. Eng. and Bak W. J. // Nucl. Eng. W. J. // Nucl. Eng.W. J. // Nucl. Eng. J. // Nucl. Eng.J. // Nucl. Eng. // Nucl. Eng.Nucl. Eng. Des. — 1997. — № 178. — Р. �11—��0.—��0.��0. 6. Flow Stagnation and Thermal Stratification in Single and Two-Flow Stagnation and Thermal Stratification in Single and Two- Phase Natural Circulation Loops (Lecture T17) / Josе�� N. Reyes Jr.; / Josе�� N. Reyes Jr.; Josе�� N. Reyes Jr.; N. Reyes Jr.;N. Reyes Jr.; Jr.;Jr.;; International Centre for Theoretical Physics (ICTP) Trieste, Italy, June �5 — June �9, �007. �5 — June �9, �007.�5 — June �9, �007. — June �9, �007.June �9, �007. �9, �007.�9, �007.. 7. The European project FLOMIX-R: Fluid mixing and flow distri- bution in the reactor circuit. Final Summary Report. Editor U.Rohde. FZR-43�. — August �005. 8. Reactor Safety Issues Resolved by the �D/3D Program. Interna-Reactor Safety Issues Resolved by the �D/3D Program. Interna- tional Agreement Report. NUREG/IA-01�7, GRS-101, MPR-1346. — — July 1993. 9. Tuomisto H. H.H. Thermal-hydraulics of the Loviisa reactor pressure vessel overcooling transients. — Imatran Voima Oy, Research report. — Imatran Voima Oy, Research reportImatran Voima Oy, Research report IVO-A-01/87. — 1987.. — 1987.1987. 10. Pressuri�ed Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices for Assessment Deterministic Evaluation for the Integrity of Reactor Pressure Vessel. IAEA-TECDOC-16�7. — Vienna: IAEA, �010. 11. Mixing Phenomena of Interest to Boron Dilution During SmallMixing Phenomena of Interest to Boron Dilution During Small Break LOCAs in PWRs / H. P. Nourbakhsh, Z. Cheng // Proceedings / H. P. Nourbakhsh, Z. Cheng // Proceedings H. P. Nourbakhsh, Z. Cheng // Proceedings P. Nourbakhsh, Z. Cheng // ProceedingsP. Nourbakhsh, Z. Cheng // Proceedings. Nourbakhsh, Z. Cheng // ProceedingsNourbakhsh, Z. Cheng // Proceedings Cheng // ProceedingsCheng // Proceedings // Proceedings Proceedings of the 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydrau- lics. NURETH-7. NUREG/CP-014�. — Vol. 4. — 1995.. — Vol. 4. — 1995.Vol. 4. — 1995.. 4. — 1995.4. — 1995. — 1995.1995. 1�. Decay of Buoyancy Driven Stratified Layers with Applica-Decay of Buoyancy Driven Stratified Layers with Applica- tions to Pressuri�ed Thermal Shock (PTS) / Theofanous T. G., Nour- / Theofanous T. G., Nour- Theofanous T. G., Nour- T. G., Nour-T. G., Nour- G., Nour-G., Nour- bakhsh H. P., Gherson P., and Iyer K.; U. S. Nuclear Regulatory H. P., Gherson P., and Iyer K.; U. S. Nuclear RegulatoryH. P., Gherson P., and Iyer K.; U. S. Nuclear Regulatory P., Gherson P., and Iyer K.; U. S. Nuclear RegulatoryP., Gherson P., and Iyer K.; U. S. Nuclear Regulatory P., and Iyer K.; U. S. Nuclear RegulatoryP., and Iyer K.; U. S. Nuclear Regulatory K.; U. S. Nuclear Regulatory K.; U. S. Nuclear Regulatory; U. S. Nuclear Regulatory U. S. Nuclear Regulatory S. Nuclear RegulatoryS. Nuclear Regulatory Nuclear Regulatory Nuclear Regulatory Commission, NUREG/CR-3700. — May 1984.. — May 1984.May 1984. 13. Flow Stagnation and Thermal Stratification in Single and Two-Flow Stagnation and Thermal Stratification in Single and Two- Phase Natural Circulation Loops (Lecture T17) / Josе�� N. Reyes Jr.; / Josе�� N. Reyes Jr.; Josе�� N. Reyes Jr.; N. Reyes Jr.;N. Reyes Jr.; Jr.;Jr.;; International Centre for Theoretical Physics (ICTP) Trieste, Italy, June �5 — June �9, �007. �5 — June �9, �007.�5 — June �9, �007. — June �9, �007.June �9, �007. �9, �007.�9, �007. 14. Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц. Валидация теплогид- Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц. Валидация теплогид-Ю. Ю. Воробьев, О. Р. Кочарьянц. Валидация теплогид- равлической модели реактора ВВЭР-1000 для компьютерного кода RELAP5/MOD3.� по оценке условий термошока корпуса реактора // Ядерная и радиационная безопасность. — �011. — № 3 (51). — C. �9–37.C. �9–37.. �9–37. �9–37.�9–37. Отримано 22.11.2012.

Схожі ресурси