Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок

Размещено на http://www.allbest.ru/

ФГБОУ ВПО НИУ "МЭИ"

ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Экспериментально-расчетные исследования охлаждения корпуса водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии в условиях высоких тепловых нагрузок

В.Д. Локтионов, В.В. Пажетнов, Г.Г. Яньков

Подольск

Москва, Россия

Введение

Возможность удержания расплавленных фрагментов активной зоны (АЗ) в корпусе реактора и сохранение его целостности в течение запроектной тяжелой аварии (ТА) является одним из важнейших условий для реализации стратегии управления ТА. Анализ событий, происшедших на энергоблоках АЭС Фукусима-1 в Японии, показал, что ТА с плавлением топлива в ядерно-энергетических установках, когда происходит расплавление и разрушение АЗ при аномальных внешних воздействиях, превышающим проектное значение, могут приводить к тяжелейшим экологическим и социальным последствиям.

Известно, что для подобного класса аварий при формировании расплава в нижней части корпуса в течение аварии, тепловая нагрузка на стенку корпуса может достигать значительных величин. Численные оценки, полученные для западных (PWR, BWR) и отечественных (ВВЭР) реакторных установок (РУ) водо-водяного типа [1-4], показывают, что тепловая нагрузка на стенку корпуса реактора может существенно превышать значение 1,2 МВт/м², что ставит необходимым обеспечение эффективного теплосъема с корпуса ВВЭР тепловой нагрузки высокой интенсивности в течение ТА.

Применительно к РУ с ВВЭР, как эксплуатируемым, так и для новых проектов, представляется крайне актуальным обоснование обеспечения условий надежного охлаждения корпуса реактора (как внешнего, так и внутреннего), при которых будет сохраняться несущая способность и целостность корпуса реактора в течение ТА, что позволит дать оценку возможности внедрения соответствующей системы охлаждения.

Ниже представлен краткий обзор и анализ исследовательских программ, проводимых зарубежными и отечественными исследователями, применительно к реакторам корпусного типа (ВВЭР, PWR, BWR) и связанных с вопросами обеспечения непроплавления конструкции корпуса реактора в условиях высокоинтенсивного воздействия на него тепловых нагрузок.

В работе также анализируются результаты исследований процессов охлаждения стенки корпуса ВВЭР при ТА, полученные на имеющихся маломасштабных экспериментальных установках, а также обсуждаются возможные пути модернизации данных экспериментальных установок для постановки и проведения дальнейших исследований по обсуждаемой проблеме. В работе сформулированы задачи, решение которых позволит получить необходимые опытные данные по критическим тепловым потокам (КТП) при внешнем охлаждении корпуса реактора ВВЭР водой с учетом ряда особенностей изучаемых явлений (высокая интенсивность и неравномерность распределения тепловой нагрузки по стенке корпуса реактора, многомерный характер теплогидравлических эффектов при охлаждении стенки корпуса, использование специальных покрытий и обработки поверхности стенки корпуса для повышения КТП и др.).

1. Краткий обзор исследований по обеспечению эффективности охлаждения корпуса реактора при интенсивном тепловом воздействии. Подходы для реализации концепции удержания расплава в корпусе реактора при ТА

Возможность обеспечения устойчивого теплосъема с поверхности корпуса реактора при ТА является одной из базовых проблем, решаемых разработчиками ЯЭУ с целью предотвращения проплавления и разрушения конструкции корпуса в аварийных условиях, а возможность удержания расплава в корпусе и сохранение целостности корпуса в течение ТА является одним из важнейших элементов в реализации стратегии управления ТА.

Известно, что при формировании расплава в нижней части корпуса при ТА тепловая нагрузка на стенку корпуса может достигать значительных величин. Например, максимальные значения плотности теплового потока, рассчитанные для APR1400, могут достигать величины ~1,6 MВт/м² [2]. Численные оценки, полученные для отечественных ВВЭР [3], показывают, что значения плотности теплового потока при различных сценариях ТА могут превышать указанные выше. В связи с этим возникает необходимость обеспечения теплосъема с корпуса реактора тепловой нагрузки со значениями более 1 МВт/м².

Применительно к РУ ВВЭР, как эксплуатируемым, так и для новых проектов, представляется крайне актуальным разработка мер, обеспечивающих соответствующее температурное состояние корпуса реактора при котором он сохранял бы свою целостность в процессе ТА.

В качестве таких мер может быть обеспечение эффективного отвода остаточного тепла от сформировавшегося внутри корпуса реактора бассейна расплава за счет применения обоснованных схем охлаждения (т.н. IVR - стратегия внутриреакторного удержания расплава при ТА, предложенная Т. Теофанусом [1, 5]), а также уменьшение интенсивности теплового воздействия на конструкцию корпуса за счет использования специальных устройств (внутрикорпусные ловушки расплава, теплозащита внутренней поверхности стенки корпуса и др.). Упомянутая выше стратегия IVR была реализована для реакторных установок различной мощности и конструкций [6-9]: ВВЭР (АЭС «Ловииза», Финляндия) и в РУ AP600 и AP1000 (the Advanced Passive PWR, Westinghouse).

При реализации стратегии удержания расплава АЗ внутри корпуса реакторов большой мощности (для блоков с электрической мощностью свыше 1000 МВт), предлагается использовать систему «двойного» удержания расплава внутри корпуса реактора [10], включающая в себя устройство наружного охлаждения корпуса реактора и внутрикорпусную ловушку расплава. Ловушка внутри корпуса реактора [2, 4, 11-14] дает возможность использовать дополнительные механизмы отвода тепла от кориума в случае наличия теплоносителя внутри корпуса реактора, а также снижает тепловую нагрузку на нижнюю часть корпуса реактора за счет наличия зазора между конструкциями.

Одним из направлений развития концепции удержания расплава внутри корпуса реактора с внутрикорпусной ловушкой расплава является предложение для реактора APR1400 (Advanced Power Reactor), разрабатываемого в Корее.

Как показали численные оценки, для реактора такой мощности удержание расплава за счет только внешнего охлаждения не гарантируется во всем возможном диапазоне аварийных сценариев, а сохранение целостности корпуса реактора при ТА возможно реализовать за счет:

а) интенсификации теплоотвода от внешней поверхности стенки корпуса;

б) уменьшения тепловой нагрузки на внутренней поверхности корпуса реактора от воздействия расплава АЗ;

в) использования тепловой защиты стенки корпуса реактора от непосредственного контакта с расплавленными фрагментами АЗ, предотвращающей термохимическое взаимодействие (растворение) корпусной стали с агрессивным расплавом.

Для решения комплексной задачи внутрикорпусного удержания расплава в данном реакторе был организован совместный американо-корейский исследовательский проект INERI (International Nuclear Energy Research Initiative) между США и Южной Кореей [11-24], включающий с американской стороны Национальную лабораторию в Айдахо (INEEL) и Государственный Пенсильванский Университет (PSU), а с корейской стороны - Корейский исследовательский институт по атомной энергии (KAERI) и Сеульский национальный университет (SNU).

Комплексный подход и методология в решении задач данного проекта, а также полученные результаты, представляют интерес при решении проблемы внутриреакторного удержания и для реакторов других типов отличных от APR1400, например, для ВВЭР.

Целью проекта INERI была разработка специфических рекомендаций для успешной реализации концепции внутрикорпусного удержания расплава в APR1400 при ТА

Основные направления работ были сосредоточены на решении следующих задач: реактор тепловой авария

а) разработка концепции конструкции внутрикорпусной ловушки и выбор материалов для ее изготовления;

б) улучшение условий наружного охлаждения корпуса реактора водой.

В результате предварительного анализа были сформулированы основные требования к конструкции внутрикорпусной ловушки:

- предотвращение повторной критичности в переместившихся в ловушку материалах АЗ;

- возможность размещение внутри корпуса реактора;

- снижение теплового потока на корпус реактора от кориума, попавшего в ловушку;

- удержание переместившихся материалов АЗ (прочность, способность выдерживать тепловой удар), отсутствие влияния на циркуляцию теплоносителя в проточном тракте реактора.

Концептуальный проект внутриреакторной ловушки был разработан в INEEL. Реализация проекта конструкции ловушки основывалась на проведении комплекса расчетных и аналитических работ, разработки конструкторских решений и экспериментальных исследованиях определяющих явлений.

Ловушка для APR1400 спроектирована таким образом, чтобы удержать перемещаемые из АЗ материалы, обеспечивая при этом гарантированный зазор между расплавленными фрагментами и внутренней поверхностью днища реактора. Это делается с целью обеспечить подвод воды, подаваемой в реактор для внутреннего охлаждения расплавленных материалов.

Важной составляющей в работах по обоснованию работоспособности внутриреакторной ловушки при аварийных условиях являлись экспериментальные исследования теплообмена в узком зазоре между поверхностями ловушки и корпуса реактора. Возможность прогнозирования тепломассопереноса в исследуемой системе важно с точки зрения оценки теплового состояния корпуса реактора после накопления расплавленных материалов АЗ в ловушке, что в конечном итоге определяет поведение корпуса реактора и условие его целостности при ТА.

Для проведения экспериментальных исследований в рамках проекта INERI был создан ряд экспериментальных установок [20-23] (рис. 1).

Рисунок1 - Экспериментальные установки, созданные в рамках проекта INERI [20]

Экспериментальные установки GAMMA (Seoul National University) и CHFG (KAERI, Южная Корея) предназначены для исследования теплоотдачи в зазоре между внешней поверхностью внутренней ловушки расплава (IVCC) и внутренней стенкой корпуса реактора В частности, на данных установках исследовались эффекты кризиса кипения, а также влияние величины зазора и ориентации поверхности нагрева на КТП. Как можно видеть, использование установок различного типа (GAMMA-1, GAMMA-2D и GAMMA-3D) служило цели оценки влияния многомерных (3-D) эффектов на величину КТП и характер теплоотдачи в кольцевом зазоре в зависимости от величины зазора, давления и других параметров.

На одномерной установке GAMMA-1D были получены данные по КТП и кипению при атмосферном давлении в узком зазоре для различных величин как зазора (1, 2, 5 и 10 мм), так и в зависимости от ориентации нагретой поверхности.

Экспериментальная установка GAMMA-3D была создана в Сеульском университете [17] и предназначена для трехмерного моделирования процессов в охлаждающем зазоре при наличии нагрева (с внутренней поверхности) и охлаждения (с внешней поверхности) стенки, моделирующей корпус реактора. Внешнее охлаждение осуществляется за счет циркуляции воды. Конструкция установки GAMMA-3D позволяет получать данные по кипению и значениям КТП при высоких значениях тепловых потоков (до ~2 МВт/м²).

На установке GAMMA-3D обогрев поверхности модели корпуса реактора может осуществляться на девяти участках нагрева, что позволяет смоделировать случай неравномерного температурного поля в конструкции корпуса реактора при ТА

Экспериментальная установка GAMMA-2D представляет собой закрытый контур с корпусом из нержавеющей стали, работающим под давлением (до 1 МПа), конструкция которого позволяет моделировать исследуемые процессы при различной величине зазора(до 10 мм) между медной оболочкой и корпусом установки. Двухмерная конфигурация установки GAMMA-2D позволила исследовать кипение и определить КТП с противотоком в зависимости от ширины зазора (1, 2, 5 и 10 мм) и давления, используя экспериментальный участок с радиусом 250 мм.

Экспериментальная установка CHFG [11] предназначена для изучения процессов кипения и кризиса теплоотдачи с противотоком в зависимости от ширины зазора и давления на трехмерной модели полусферического днища диаметром 0,5 м. На данном оборудовании ширина зазора варьировалась в пределах от 1 до 20 мм при давлении в пределах от 0,1 до

1 МПа. Эксперименты проводились как с использованием Фреона R-113, так и дистиллированной воды.

Для получения опытных данных при естественной циркуляции в расплаве, в Сеульском университете, в рамках проекта INERI, были созданы экспериментальная установки SIGMA-2D и SIGMA-3D [11, 17]. Данные экспериментальные установки позволяют моделировать воздействие тепловой нагрузки от расплава АЗ на днище корпуса реактора при ТА с учетом естественной циркуляции в расплаве. В установках SIGMA использовались электрические нагреватели для моделирования естественной конвекции в бассейне расплавленного модельного расплава, что позволило определить характер распределения и величину теплового потока на границе бассейна модельного расплава, а также определить температурное распределение в модельном расплаве.

Полученные данные на установке SIGMA продемонстрировали возможность реализации методологии нагрева в установках SIGMA с получением чисел Рэлея порядка 10¹⁵ в модельном расплаве.

Экспериментальная установка DELTA [11, 17] была создана в Сеульском университете для исследования процессов кипения на обращенной вниз полусферической поверхности при переходных режимах. В процессе опытов определялись также значения коэффициентов теплоотдачи при пузырьковом и пленочном кипении. На установке DELTA-1D изучалось влияние угла наклона на процесс образования паровой пленки на поверхности плоской обогреваемой пластины. На рабочем участке установки DELTA-3D были получены коэффициенты теплоотдачи при пленочном кипении на обращенной вниз полусферических поверхностях с относительно большими диаметрами.

Результаты, полученные с помощью рабочего участка 3D на установке DELTA показали, в частности, что значения коэффициентов теплоотдачи при пленочном кипении оказались выше расчетных значений, полученных по известным корреляциям для ламинарного пленочного кипения.

Для исследования процессов взаимодействия расплава с конструкцией ловушки и корпусом реактора при ТА, а также исследование различных путей снижения теплового воздействия расплава на стенку корпуса реактора, в рамках проекта INERI была создана экспериментальная установка «LAVA-GAP» [22]. Отличительной чертой проведенных экспериментов LAVA-GAP заключалась в использовании полусферической ловушки со слоем защитного покрытия на ее внутренней поверхности, находящемся в прямом контакте с высокотемпературным имитатором расплава, для исследования возможности снижения теплового воздействия на корпус реактора при ТА.

В качестве имитационного расплава использовались расплавы, полученные при горении термитной смеси. Эксперименты проводились с использованием 60-70 кг термитного расплава Fe+Al₂O₃ в качестве модели кориума. Полученный в тигле при горении термитной смеси расплав Al₂O₃ сначала поступал в сепаратор расплава, а затем сливался на днище ловушки. Полусферическая ловушка была установлена внутри модели днища корпуса реактора, исполненного в масштабе 1:8. Днище модели корпуса реактора с внутренним диаметром 545 мм толщиной 25 мм было изготовлено из углеродистой стали.

В опытах LAVA-GAP варьировался ряд параметров: материал основы, тип внутреннего покрытия ловушки, размер зазора между ловушкой и днищем корпуса реактора, давление [22, 24]. Полученные результаты позволили сделать выводы о степени влияния выбранных параметров на температурное состояние исследуемой конструкции.

В результате проведенных экспериментов было показано, что внутрикорпусная ловушка значительно снижает тепловую нагрузку на корпус реактора. При этом, для эффективного охлаждения зазор между ловушкой и днищем должен быть не менее 5 мм; а использование защитного покрытия внутренней поверхности ловушки увеличивает тепловую защиту корпуса ловушки от воздействия модельного расплава [24].

Для исследования процессов внешнего охлаждения корпуса реактора APR1400 в рамках проекта INERI в Пенсильванском университете (PSU, США) была создана экспериментальная установка SBLB (Subscale Boundary Layer Boiling test facility) [11, 16, 17].

Установка SBLB предназначена для проведения исследований внешнего охлаждения корпуса APR1400 на маломасштабных моделях. Исследования проводились в двух направлениях: определение оптимального профиля кольцевого канала вокруг корпуса реактора для интенсификации естественной циркуляции и исследование возможности использования различного рода покрытий на наружной поверхности корпуса для повышения КТП.

Бак, в который помещалась модель корпуса реактора, имел смотровые окна для видеозаписей и фотографирования процесса охлаждения модели корпуса. Исследования проводились при наличии/отсутствии внешней теплоизоляции, со специальным покрытием и без покрытия на наружной поверхности корпуса. При проведении исследований влияния различного типа покрытий на наружной поверхности модели корпуса на величину КТП исходили из того, что при наличии микропористого покрытия на поверхности нагрева процесс кипения происходит более интенсивно, чем на гладкой поверхности. Микропоры покрытия увеличивают количество центров парообразования, способствуют проникновению жидкости к поверхности нагрева за счет капиллярного эффекта и увеличивают возможность отвода пара в объем жидкости.

Как показали экспериментальные исследования профилирование потока (между внешней поверхностью корпуса и конструкцией теплоизоляции) и использование специального пористого покрытия привело к увеличению КТП до 300 % в области центра днища реактора.

Одним из основных элементов в стратегии внутриреакторного удержания расплава при ТА является повышение КТП на внешней поверхности стенки корпуса реактора. С этой целью были проведены достаточно объемные исследования по использованию различных покрытий на охлаждаемых поверхностях для достижения более высоких значений КТП [15, 16]. Данное направление исследований является очень перспективным в силу технологической простоты нанесения таких покрытий на охлаждаемую поверхность и достигаемого эффекта от такой операции.

В результате проведенных исследований было показано, что использование специальных покрытий позволяет увеличить КТП на десятки, а в некоторых случаях - на сотни, процентов.

Проблема эффективного внешнего охлаждения корпуса реактора (т.н. стратегия «ERVC» - Method of external reactor vessel cooling) при ТА является важнейшим элементом в стратегии управления авариями. Достаточно полно обзор по проблеме ERVC представлен в [18, 19, 26].

Основным вопросом, решаемым при реализации стратегии ERVC является определение величины запаса до кризиса кипения на внешней поверхности стенки корпуса реактора в условиях ТА, когда на внутренней поверхности стенки корпуса и его днища действует тепловая нагрузка высокой интенсивности вследствие нагрева со стороны расплавленных материалов АЗ, которые перемещаются и скапливаются в нижней части корпуса в процессе аварии. Ключевым вопросом в данных исследованиях является поиск эффективных способов охлаждения внешней поверхности стенки корпуса РУ в аварийных условиях.

Известно, что режим устойчивой передачи тепла от внешней стенки корпуса реактора к охлаждающей воде ограничивается переходом на пленочное кипение на поверхности стенки корпуса по достижения величины КТП. При этом, условие удержания расплава внутри корпуса реактора при его внешнем охлаждении состоит в том, чтобы тепловой поток от расплава к стенке корпуса реактора был меньше КТП, что обеспечивает заданное температурное состояние конструкции стенки корпуса и его механическую прочность.

В противном, при тепловых потоках на стенку корпуса выше КТП, температура стенки значительно увеличивается, что приводит как к значительному снижению механической прочности материала корпуса реактора, так и его проплавлению (или частичному оплавлению). В связи с этим, вопрос обеспечения эффективного охлаждения внешней стенки корпуса РУ для условий ТА является предметом пристального изучения в ведущих отечественных и зарубежных организациях, работающих по тематике обсуждаемой проблемы.

Среди отечественных исследований по обсуждаемой проблеме следует отметить работы, выполненные в ОКБ «Гидропресс» [27-29] и НИТИ [30], на экспериментальных установках различного масштаба и c различными подходами в моделировании условий циркуляции охлаждающей воды на внешней поверхности корпуса ВВЭР-640.

В ОКБ «Гидропресс» [27-29] эксперименты проводились на стендах различной масштабности. На стенде малого масштаба проводились методические исследования теплоотдачи от плоской обогреваемой поверхности, ориентированной под углом и погруженной в свободный объем жидкости. В крупномасштабных экспериментах использовались плоские (2-D) обогреваемые модели, соответствующие (по образующей) геометрии исследуемых днищ (и части цилиндрической обечайки) корпуса ВВЭР.

На данных конструкциях исследовался кризис теплоотдачи и апробировались различные варианты конструкций устройств для усиления процесса естественной циркуляции охладителя по поверхности днища. Установка состояла из бака с водой, в который был погружен рабочий участок (модель днища), представляющий собой стальную ленту заданной ширины, которая нагревалась пропусканием через нее электрического тока (т.н. прямой нагрев).

На крупномасшабных моделях днища были проведены опыты для шести вариантов: конструкции рабочего участка: в четырех из этих опытов воспроизводилось охлаждение половины днища (от центра до места стыковки с цилиндрической частью корпуса), а в двух других экспериментах - исследовалось охлаждение в области центра днища. Нагрев исследуемых моделей днища осуществлялся как в условиях равномерного, так и в условиях неравномерного нагрева по образующей днища, что достигалось за счет различной толщины по длине обогреваемой стальной ленты (от 2 до 5 мм).

Как показали проведенные эксперименты, установка направляющего кожуха (специального профилирующего дефлектора под нижней поверхностью днища корпуса) приводит к увеличению величины КТП за счет более интенсивной циркуляции воды вдоль поверхности днища.

Так, при наличии направляющего кожуха, в районе полюса днища был зафиксирован КТП равный 530 кВт/м², а в месте перехода эллиптической части днища к цилиндрической части (в районе угла наклона поверхности от 75^о до 90^о) был зафиксирован КТП, равный ~1000 кВт/м² [29].

В НИТИ на установке “Петля” [30] были проведены исследования по охлаждению модели днища корпуса ВВЭР-640.

Опыты проводились при вынужденной циркуляции воды с малыми массовыми скоростями вдоль поверхности днища, что по мнению исследователей соответствовало случаю развитой свободной конвекции Условия проведения экспериментов в НИТИ были аналогичными экспериментам, проведенным в ОКБ «Гидропресс».

На основе полученных в ОКБ ГП и НИТИ опытных данных были построены корреляции для значений КТП на поверхности обогреваемой стенки модели корпуса реактора в зависимости от угла наклона теплоотдающей поверхности. Следует сказать, что полученные зависимости были получены для конфигурации днища ВВЭР-640 и их использование для днищ с размерами и геометрией отличными от указанного выше требует дополнительных исследований и обоснования.

Ценность экспериментальных результатов, полученных в указанных исследованиях, не вызывает сомнений, но дальнейшее развитие конструкции РУ с ВВЭР и концепции внутрикорпусного удержания расплава при ТА, ставит необходимым постановку и проведение дальнейших исследований, связанных с экспериментальным и расчетным изучением и обоснованием условий обеспечения эффективного внешнего охлаждения корпуса реактора ВВЭР средней и большой мощности в условиях ТА.

Кроме этого, как показали результаты исследований, рассмотренных выше и в работах [31, 32], значительное влияние на получаемые значения КТП при подобного рода исследованиях, оказывают как схема нагрева рабочего участка (прямой, или косвенный) и химический состав воды, так и конструктивные особенности поверхности нагрева (тонкая листовая сталь, толстые обогреваемые блоки и т.д.) и состояние ее поверхности. Эти определяющие моменты следует принимать во внимание при постановке и проведении будущих исследований по обсуждаемой проблеме.

Среди зарубежных организаций, проводящих исследования эффективных способов охлаждения корпуса РУ при ТА, следует отметить работы, выполненные коллективом под руководством Т. Теофануса на установках ULPU-2000 и ULPU-2400 в Калифорнийском университете (Санта-Барбара, США) [1, 5-9, 31, 32].

В указанных выше исследованиях, для изучения процессов теплоотдачи и кризиса кипения на внешней поверхности днища корпуса PWR использовалась экспериментальная установка ULPU-2000 в различных ее модификациях:: от «ULPU Configuration № I» и «ULPU-2000» -Конфигурации №№ II, III, IV и V» до модификации «ULPU-2400 Configuration V». Следует сказать, что различные модификации данной экспериментальной установки были связаны с необходимостью учета ряда геометрических и конструктивных особенностей РУ PWR различной мощности при исследовании возможности внешнего охлаждения корпуса реактора в аварийных условиях.

Так, применительно к реактору AP600 компании Westinghouse, работы выполнялись на установке «ULPU-2000» (Конфигурации №№ II, III), а на установке «ULPU-2400» (Конфигурации №№ IV и V) исследовались процессы для РУ AP1000 [9]. На установке в Конфигурации № I моделировались процессы кипения в центральной части полусферического днища корпуса PWR (диаметр ~ 4 м) в области значений угловой координаты от -30є до 30є (отсчет от центра днища корпуса), а на установке в конфигурации № 2 исследовались процессы теплоотдачи и кипения на внешней стенке днища корпуса в области значений угловой координаты от 0є до 90є (начало отсчета от центра днища корпуса). В конфигурации IV вместо плоского дефлектора под обогреваемым днищем был установлен криволинейный огибающий дефлектор, образовывающий кольцевой канал вдоль днища. Тем самым оптимизировался канал, в котором происходит парообразование и формируются условия для образования естественной циркуляции. В конфигурации V установки ULPU-2400, мощность нагревателей на модели днища была повышена до 2400 кВт, а в отличие от конфигурации III и IV здесь был смоделирован выпускной клапан для выхода пара и был сделан подъемный участок для отвода пара в конденсатор.

Значения КТП, полученные на конфигурации V установки ULPU (наиболее высокие значения КТП до 2 МВт/м²), оказались заметно выше аналогичных, полученных в конфигурации III (то, что использовалось для обоснования АР600).

В окончательном виде геометрия канала для наружного охлаждения корпуса реактора АР1000 (конструкция «корпус - изоляция»), полученная с использованием результатов профилирования канала (конфигурация V установки ULPU), позволила обосновать бескризисное охлаждения корпуса AP1000.

Основное достоинство установки «ULPU» состояло в том, что она обеспечивала полномасшабное (2-D) моделирование процесса кипения на обращенной вниз внешней поверхности полусферического днища корпуса реактора.

Основной недостаток установки «ULPU» состоял в ее двухмерности, то есть она не могла адекватно моделировать трехмерные аспекты процессов кипения и охлаждения на внешней поверхности днища корпуса реактора, которые, как показали дальнейшие исследования, являются весьма важными при реализации внутрикорпусного удержания расплава в аварийных условиях.

Следует отметить основные особенностях экспериментальной установки «ULPU»:

- обогреваемый участок поверхности шириной ~ 15 см состоит из 3-х медных фрагментов толщиной 7.6 см, состыкованных между собой и образующих профиль, соответствующий геометрии полусферического днища PWR (по его образующей);

- в каждый из медных блоков вмонтированы нагревательные элементы, которые могут нагреваться раздельно в соответствии с программой исследований, что позволяет создавать необходимый профиль тепловой нагрузки на поверхности рабочего участка;

- использование специальных дефлекторов (экранов) для профилирования потока охлаждающей воды при обтекании внешней поверхности днища корпуса;

- максимальная плотность теплового потока на поверхности каждого обогреваемого блока составляет ~2.4 МВт/м².

Проведенные многочисленные эксперименты на установке «ULPU» в различных ее конфигурациях позволили получить ценные опытные данные.

Полученные результаты показали достаточно сильное влияние на величину КТП таких факторов, как состояние охлаждаемой поверхности (очищенная, окисленная), химический состав охлаждающей воды и ее состояние (деионизация, предварительная химподготовка и др.), тип металла из которого изготовлена охлаждаемая поверхность нагревателя.

Вопросу влияния указанных выше факторов на величину КТП и возможности применения результатов, полученных в экспериментах на установке «ULPU» (медный нагреватель) к реакторам AP (корпусная сталь) были посвящены исследования на экспериментальной установке «BETA» [32], подтвердившие предположение о зависимости КТП от указанных выше факторов.

Опытные данные, полученные на установке «ULPU» в различных ее модификациях позволяют сделать следующие основные выводы:

- профилирование потока охладителя существенно повышает значение КТП (до ~ 2 МВт/м²);

- наблюдается существенная зависимость величины КТП как от типа металла нагреваемой/охлаждаемой поверхности и состояния охлаждаемой поверхности (морфология поверхностного слоя, состояние поверхности, наличие отложений и др.), так и от типа используемой воды.

В частности, было получено, что наиболее высокие значения КТП были получены на обычной воде «из крана» (без какой-либо предварительной подготовки). При этом специальная обработка воды (химическая, деионизация и др.) и поверхности (очистка от окисной пленки и отложений) приводила, как правило, к получению значений КТП меньших по сравнению с предыдущим случаем - вода «из крана» [9];

- возможность использования результатов для КТП, полученных на экспериментальных установках с нагревательными/охлаждающими поверхностями из материалов отличных от оригинальных корпусных реакторных сталей, требует дополнительного обоснования, т.к. значения КТП в сильной мере зависят как от состояния и материала охлаждаемой/обогреваемой поверхности, так и от химического состава (и состояния) охлаждающей воды.

- результаты экспериментов на установке «LPU-2000» с конфигурациями III, IV показали, что за счет достаточного уровня затопления водой корпуса реактора снаружи (для достижения высокой скорости циркуляции теплоносителя вдоль контура охлаждения корпуса) и использования оптимального профиля охлаждающего канала, а также оптимального профиля выхода из кольцевого канала охлаждения, можно достичь значительного повышения КТП.

Также было получено, что профилирование охлаждающего канала должно быть таким, чтобы на нижнем участке кольцевого канала (между днищем корпуса и направляющим кожухом-дефлектором) зазор должен быть минимальным (низкое паросодержание), а по мере продвижения охлаждающего потока вверх - паросодержание увеличивается и поэтому необходимо увеличивать проходное сечение канала, чтобы не затруднять отвод пара и предотвратить «захлебывание» потока.

Разработка проектов новых реакторных установок повышенной мощности (AP1400, EPR) привело к необходимости дальнейших исследований, направленных на интенсификацию процессов охлаждения внешней поверхности корпуса и защиты его внутренней поверхности от воздействия расплава АЗ при ТА.

Опытные данные по значениям КТП, полученные ранее на экспериментальных установках «ULPU» для РУ AP600 и AP1000 и «SULTAN» [33] в условиях естественной циркуляции охладителя, использовать для обоснования безопасности РУ высокой мощности не представлялось возможным как в силу отличия геометрических размеров корпуса реактора, так и в силу ряда особенностей конструктивного исполнения РУ нового поколения (наличие теплоизоляции, схема подачи охладителя на внешнюю поверхность стенки корпуса реактора и др.).

В [34] представлены экспериментальные результаты по определению КТП на установке «KAIST» в условиях принудительной циркуляции охладителя (давление атмосферное) и приведено их сравнение с данными, полученными на установках «ULPU» и «SULTAN».

Поверхность нагрева представляла собой плоскую тонкую пластину с радиусом 2,5 м (геометрия днища реактора APR1400 ), шириной 10 см и толщиной от 1.0 до 6.0 мм. Нагрев пластины осуществлялся путем прямого пропускания тока через нее. Эксперименты по определению КТП проводились в условиях недогрева воды от 2 до 14 К. Массовый расход варьировался от 6 до 210 кг/м2сек.

Основные выводы, которые можно сделать на основе полученных результатов данного исследования:

- значения КТП, определенные в данной работе, оказались в целом меньшими (1.305 кВт/м²) по сравнению с результатами, полученными на установке «ULPU-2000» (~1.62 кВт/м²), что может быть связано различиями как в материалах, из которых изготовлены обогреваемые поверхности, так и в геометрических размерах обогреваемого участка: толстые (~ 7.6 см) медные фрагменты в «ULPU» и тонкая листовая нержавеющая сталь (1.0 - 6.0 мм) в данной экспериментальной установке (рис. 2);

- схема нагрева рабочего участка оказывает, по-видимому, влияние на характер теплоотдачи с рабочей поверхности.

В данном исследовании, как и в опытах на установке «SULTAN» [33], используется прямой нагрев обогреваемой поверхности (листовая нержавеющая сталь) и наблюдается удовлетворительная корреляция значений КТП, полученных на этих двух экспериментальных установках.

Напротив, в установке «ULPU» по сути реализуется схема косвенного нагрева поверхности рабочего участка и найденные опытным путем значения КТП значительно превышают аналогичные, найденные в настоящей [34] и в работе [33].

Данный факт является весьма важным с точки зрения переноса и использования экспериментальных данных по КТП на реальные РУ и для обоснования их безопасности при ТА.

Рисунок 2 - Значения КТП, полученные на различных экспериментальных установках [34]

Если говорить об экспериментальных исследованиях по проблеме внутриреакторного удержания расплава при ТА, то следует отметить исследовательские проекты, проводимые в рамках рамочных программ Евроатома (EURATOM).

В частности, по обсуждаемой тематике комплексные исследования проводились в Королевском технологическом институте (KTI, Стокгольм, Швеция) под руководством Б. Сигала (Sehgal B.R.), а также проводимые исследования в Германии в Технологическом институте (KIT) исследовательского центра FZK (Forschungszentrum Karlsruhe) [36-42].

Экспериментальные исследования в KIT [36-41] проводятся на экспериментальных установках различного масштаба и направлены на изучение возможности внутрикорпусного удержания расплава, исследование поведения расплава и возможности внешнего охлаждения корпуса при ТА. Особое внимание в этих работах направлено на изучение и получение опытных данных по многомерным (3-D) теплофизическим и термохимическим эффектам, сопровождающих различные стадии ТА. Ценность таких опытных данных заключается в возможности их использования для верификации расчетных моделей и кодов, предназначенных для моделирования различных фаз ТА.

Так, в рамках исследовательского проекта «LACOMERA» были созданы крупномасштабные экспериментальные установки «QUENCH», «LIVE», «DISCO» и «COMET» для изучения развития ТА от фазы разрушения АЗ и формирования расплава в корпусе, до стадии выхода расплава за пределы корпуса и его взаимодействия с бетоном подреакторного помещения.

Экспериментальная установка «LIVE» (геометрический масштаб ~1:5) предназначена для изучения поведения модельного расплава, кинетики образования гарнисажных слоев на границе «бассейн расплава - стенка корпуса реактора» и условий внешнего охлаждения корпуса реактора в течение ТА. Основным элементом данной установки является модель охлаждаемого днища диаметром ~ 1 м и толщиной 30 мм, изготовленная из стали в которой помещен электрический нагреватель сетчатой конструкции. В качестве модельного расплава в данной установке могут использоваться различные вещества с температурой плавления до 900 ⁰ С.

Проведенная серия экспериментов на установке «LIVE» [36-41] с модельными расплавами из солей NaNO₃ и KNO₃. позволили изучить как особенности 3-х мерных теплогидравлических эффектов в расплаве, так и условия формирования гарнисажных слоев на границе раздела между расплавом и внутренней поверхностью корпуса днища реактора.

Последующие эксперименты на этой установке предполагается проводить на модельных расплавах с температурой плавления ~ 900 ⁰ С.

Ценность экспериментальных результатов, полученных в этих опытах определяется тем, что опытные данные используются для верификации расчетных моделей и кодов, предназначенных для моделирования и изучения поведения бассейна расплава в нижней части корпусных реакторов западного при ТА. В частности, для интерпретации результатов эксперимента LIVE-L6 использовались различные коды и расчетные модули, используемые в данных кодах: «ASTEC» (модуль «ICARE»), «ATHLET-CD» (модуль «MEWA»), «ANSYSCFX», модули «PECM» кода «Fluent», CFD код «CONV» [40].

В настоящее время активность исследований по проблеме охлаждения (внутреннего и внешнего) корпусов реакторов и внутрикорпусного удержания расплава АЗ при ТА возрастает.

В частности, по указанной тематике идет процесс расширения научного и технологического сотрудничества между ЕС и Китаем. В качестве примера такого сотрудничества можно привести совместный проект «ALISA» [42] между Германием и КНР. Проект «ALISA» предполагает проведение углубленных совместных исследований на имеющихся в ЕС и Китае экспериментальных базах, а также разработку и создание экспериментальных установок нового поколения.

Можно ожидать, что по аналогии с научным проектом INERI между Южной Кореей и США, эффект от такого сотрудничества, в основе которого лежат значительный научно-технологический опыт участников из стран ЕС в проведении подобных исследований, а также финансовые возможности и человеческие ресурсы КНР, может быть весьма значительным.

2. Основные задачи в проблеме удержания расплав в корпусе реактора ВВЭР

Применительно к РУ ВВЭР как существующих, так и новых проектов, вопрос обеспечения внутриреакторного удержания расплавленных материалов АЗ при ТА является крайне актуальным [43]. Поэтому, перед отечественными организациями и исследователями стоит важная задача объединения своих усилий для решения этой важной научно-технической задачи - проблемы создания эффективных систем внешнего и внутреннего охлаждения корпуса ВВЭР в случае ТА.

Анализ рассмотренных выше работ по проблеме внутриреакторного удержания дал возможность заключить следующее:

а) изучение процессов внешнего и внутреннего охлаждения корпуса реактора и расплава АЗ в течение ТА является крайне актуальным направлением исследований для реакторов повышенной мощности;

б) возможность повышения КТП как за счет использования эффективных схем охлаждения, так и использования специальных покрытий охлаждаемой поверхности, позволяющих повысить КТП на десятки (а в некоторых случаях - на сотни) процентов, является весьма перспективным направлением экспериментальных и расчетных исследований;

в) экспериментальное моделирование с использованием пространственных (3-D) моделей является обязательным элементом в проводимых современных исследованиях по изучению теплогидравлических эффектов в расплаве, процессов охлаждения корпуса реактора и кризиса теплообмена при ТА;

Такой подход позволяет оценить влияние 3-х мерных эффектов на изучаемые теплофизические процессы, а также использовать полученные опытные данные для верификации отечественных расчетных кодов (СОКРАТ и др.) и математических моделей, используемых в данных кодах;

г) изучение возможностей внешнего охлаждения корпуса реактора и увеличения КТП при охлаждении корпуса реактора в условиях ТА целесообразно проводить на установках в которых нагрев исследуемой охлаждаемой поверхности осуществляется по схеме косвенного нагрева. При этом, тип материала охлаждаемой поверхности рабочего участка должен соответствовать типу реакторной стали корпуса ВВЭР в максимальной степени.

Соблюдение упомянутых выше условий позволит снизить риск получения физически необоснованных результатов в экспериментальных исследованиях и положительно решить вопрос о переносимости экспериментальных данных на реальные РУ;

д) использование разномасштабных экспериментальных установок при изучении эффектов тепломассообмена в проблеме охлаждении корпуса и удержания расплава при ТА является обязательным элементом при решении проблемы внутриреакторного удержания при ТА.

При подобной схемы исследований, для изучения частных эффектов и явлений используются, как правило, маломасштабные экспериментальные установки, а крупномасштабные 3-D установки используются для исследования многомерных и интегральных теплофизических эффектов. Такой подход позволяет оценить влияние масштабного фактора в изучаемых явлениях и обоснованность переноса полученных результатов на реальные реакторные установки.

е) необходимо экспериментальное оборудование, обеспечивающее высокие значения тепловых потоков (свыше 2 МВт/м²) для исследования процессов внешнего охлаждения стенки корпуса реактора, а также изучения возможности повышения КТП;

ж) рассмотрение сценариев ТА с неравномерным распределением расплава на нижней поверхности днища (в меридианальном и окружном направлениях) корпуса показало необходимость постановки и проведения экспериментальных исследований по изучению влияния неравномерностей распределения тепловой нагрузки на условия охлаждения корпуса в аварийных условиях.

Пространственный характер исследуемой системы ставит необходимым постановку и проведения экспериментальных исследований на пространственных обогреваемых моделях 3-D (трехмерных) масштабных моделях;

з) разработка внутрикорпусных устройств локализации расплава и методов защиты внутренней поверхности корпуса от воздействия расплава АЗ при ТА является крайне актуальным для реакторов повышенной мощности в силу того, что использование подобных устройств позволяет значительно снизить тепловую нагрузку на стенку корпуса реактора и тем самым повысить его живучесть при ТА.

В течение последних двух десятилетий в Московском энергетическом институте (НИУ МЭИ) проводятся исследования, связанные с проблемами ТА. Исследования по этой проблеме включают как экспериментальное изучение теплофизических процессов, так и численное моделирование различных стадий ТА в реакторах ВВЭР с помощью расчетных программ и кодов, разработанных сотрудниками МЭИ.

За более чем 20-и летний период на кафедре «Инженерная теплофизика» (МЭИ) были начаты и развиваются в настоящее время несколько направлений исследований, связанных как с экспериментальными исследованиями, так и с разработкой математических моделей сложных процессов тепломассообмена в уникальных технических устройствах, а также разработки программных средств, ориентированных на решение сложных многомерных задач тепломассообмена. Начиная с 1994 г. была начата разработка программного кода NARAL и NARAL/FEM для расчета турбулентного тепломассообмена в бассейна расплава кориума, который формируется на днище корпуса реактора при ТА. С помощью данного программного кода был проведен ряд исследований, связанных с оценкой и обоснованием безопасности реакторов ВВЭР-440, ВВЭР-640, ВВЭР-1000 при ТА [3, 44-48].

Для моделирования одно-, двух- и трехмерных течений многокомпонентного однофазного теплоносителя в областях сложной геометрической формы, содержащих внутри твердые проницаемые или непроницаемые объекты был создан CFD программный комплекс ANES/NE [49, 50]. В составе пакета имеется набор математических моделей и численных алгоритмов для решения широкого класса задач теплопроводности, гидродинамики и тепломассообмена: несколько двухпараметрических моделей турбулентности, набор моделей для описания межфазного взаимодействия теплоносителя с проницаемыми структурами (шаровые засыпки, цилиндрические стержни в различной упаковке, тепловыделяющие стержни в активной зоне ЯЭУ, теплообменники различных конструкций), набор численных алгоритмов для решения уравнений Навье-Стокса (Simple,Simpler, Simplest) и линейных солверов (3D прогонка, проекционные методы Якоби, CG и CR солверы). Надежность заложенных в пакет математических моделей подтверждается большим количеством тестовых расчетов (тех же, что и применяемых для тестирования коммерческих пакетов) и сравнению результатов с аналитическими решениями, экспериментальными данными и результатами расчетов с другими CFD кодами.

На кафедре ИТФ работают ведущие специалисты международного уровня в области кипения (В.В. Ягов, Ю.А. Ю.Кузма-Кичта и др.) и в течение многих лет проводятся исследования по интенсификации теплообмена на обогреваемых поверхностях [51-54]. Для исследования процессов интенсификации теплоотдачи был создан ряд экспериментальных стендов и установок [52], позволяющих исследовать особенности кипения на различных покрытиях и различных режимах.

Одним из наиболее эффективных методов интенсификации теплообмена при кипении, который приводит к повышению теплоотдачи до 10 раз, является нанесение микропористого покрытия на теплоотдающую поверхность.

За последние 6 лет на кафедре ИТФ были спроектированы и созданы новые экспериментальные установки «IVRSA-VVER» и «IVRSA-SMALL» для исследования ряда явлений, связанных с процессами термомеханического поведения корпуса ВВЭР при ТА и теплоотдачи при высоких тепловых нагрузках в.

Установки «IVRSA-VVER» предназначена для крупномасштабного моделирования тепловых и термомеханических процессов при ТА с использованием модели корпуса ВВЭР изготовленной из корпусной стали ВВЭР. Для нагрева стенки корпуса используется специальный нагреватель, позволяющий достигать плотности теплового потока свыше
1 МВт/м2. Существует принципиальная возможность модернизации имеющейся схемы охлаждения корпуса модели за счет создания дополнительного контура циркуляции охладителя, что позволит проводить исследования эффективности схем внешнего охлаждения корпуса ВВЭР в условиях имитирующих условия ТА.

Экспериментальная установка «IVRSA-SMALL» была спроектирована и создана под руководством и активном участии к.т.н. Иванова Е.Ф. (ФЭИ, г. Обнинск) На данной установке исследовалась возможность использования косвенного нагрева для достижения высоких плотностей теплового потока, а также опытной отработки конструкций нагревателей.

На данной установке была проведена серия постановочных экспериментов по исследованию охлаждения обогреваемой поверхности рабочего участка воздухом и водой (принудительная циркуляция) при различных уровнях тепловой нагрузки на обогреваемой поверхности [48]. Нагрев стенки рабочего участка модели осуществлялся по косвенной схеме нагрева за счет нагревателя, расположенного с внутренней поверхности стенки корпуса в герметичном объеме с защитной инертной средой.

Полученные в этих экспериментах результаты показали принципиальную возможность реализации экспериментальных исследований по охлаждению обогреваемой поверхности при высоких тепловых нагрузках. Кроме этого, на базе этой установки возможно проведение экспериментальных исследований по изучению влиянию различных покрытий обогреваемой поверхности на значение КТП.

Отдельным направлением исследований, проводимым на кафедре и связанной с проблемой уменьшения тепловой нагрузки на корпус ВВЭР, является изучение возможности использования высокотемпературных теплозащитных материалов (ТЗМ) для защиты внутренней поверхности корпуса реактора от воздействия расплава АЗ при ТА [48, 55].

В рамках поисковой НИР [48] были разработаны опытные образцы ТЗМ и проведены экспериментальные исследования их работоспособности при воздействии на них модельного расплава нержавеющей стали на временной базе до 3-х часов. В экспериментах использовались образцы ТЗМ различной структуры и состава, изготовленные по специальной технологии, а также композиционный образец, состоящий из нескольких слоев различных материалов и вмонтированных в в него термопар.

Общая продолжительность эксперимента от момента полного формирования расплава составила ~ 3 часа 10 минут. По косвенным измерениям температура расплава на регулярной фазе эксперимента составляла от 1500 до 2200 ⁰С. На регулярной фазе эксперимента значение плотности теплового потока изменялось от 0.9 (в начале испытаний) до 1.5 МВт/м². После сброса мощности нагревателя, плотность теплового потока уменьшалась до 1.5 МВт/м² в течение более 30 минут.

В результате проведенного эксперимента образец ТЗМ сохранил свою целостность и образец в дальнейшем был препарирован с целью изучения его состояния.

Полученные в эксперименте значения плотности теплового потока достаточно хорошо согласуются с ранее известными результатами, полученными в результате численного моделирования.

Полученные результаты позволяют сделать вывод, что существует возможность создания ТЗП, которые могут быть использованы для защиты и изоляции внутренней поверхности стенки корпуса реактора от воздействия агрессивного кориума при ТА, а также в конструкциях специальных внутрикорпусных ловушек.

Выводы

Анализ и обзор исследований в работе позволяет заключить следующее:

1. Реализация концепции внутриреакторного удержания расплава внутри корпуса РУ ВВЭР повышенной мощности при ТА возможна при условии обеспечения эффективного внешнего охлаждения корпуса реактора;

2. Использование внутриреакторных устройств (ловушки, теплозащитные покрытия и др.) позволяет существенно снизить тепловую нагрузку на стенку корпуса реактора в аварийных условиях;

3. Для разработки эффективных схем внешнего охлаждения корпуса ВВЭР необходимо проведение как крупномасштабных интегральных экспериментов, так и проведение исследований на маломасштабных экспериментальных установках;

4. Необходима модернизация существующих экспериментальных установок и создание новых, отвечающих современным знаниям о процессах, сопровождающих ТА в ВВЭР;

5. Использование специальных покрытий на обогреваемых поверхностях, значительно повышающих КТП, является перспективным направлением исследований в проблеме внутриреакторгого удержания расплава;