Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС

Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС

Автор: Алексеев, Сергей Борисович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2011

Место защиты: Санкт-Петербург

Количество страниц: 192 с. ил.

Артикул: 5105247

Автор: Алексеев, Сергей Борисович

Стоимость: 250 руб.

Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС  Экспериментальные исследования гидродинамического кризиса противоточных потоков пара и воды в элементах оборудования АЭС 

1 к фазе
к жидкости
V, ст к стенке канала
Ь к длине канала
ср среднее значение
кр критическое значение
гр граничное значение
1г к точке перехода между режимами
критерий Уоллиса для фазы 1вода, 2пар
Ор,р
критерий гидродинамической устойчивости для фазы К2 критерий Кутателадзе
число Бонда
число Рейнольдса для фазы
0.
МрР
Во 0р, р2а
Ц
безразмерная вязкость
еР р2
Н
1 одр р 5 критерий Ьэнкоффа для фазы
р.о
критерий Фруда
п кГр,р,Г
Во0
безразмерная скорость фазы критерий захлебывания, предложенный в работе
0.
ер Р2
безразмерная толщина пленки
Р 2
безразмерный градиент давления
Уйг Цр,р2

















Современное общество характеризуется неуклонным ростом потребления
электрической и тепловой энергии. Существенную долю в производство необходимых
объемов потребляемых мощностей вносят ядерные энергетические установки ЯЭУ.
Расположение ЯЭУ вблизи крупных населенных районов и специфика происходящих в
ЯЭУ процессов предъявляют к эксплуатации этих установок особые повышенные
требования по обеспечению безопасности. Основной задачей комплекса защитных
устройств и мероприятий на атомных станциях является предотвращение попадания
радиоактивных веществ в окружающую среду при любых аварийных ситуациях.
Выход радиоактивных продуктов распада возможен при сильном повреждении оболочки
тепловыделяющих элементов или при расплавлении топлива. Такое разрушение твэлов
возможно при перегреве топливной композиции в результате ухудшения
интенсивности теплоотвода. Тепловой дисбаланс в активной зоне АЗ реактора
может возникнуть, например,, при аварии с разгерметизацией первого контура и
частичной потерей теплоносителя.
Современные концепции развития реакторов повышенной безопасности в частности
ВВЭР проекта В8, ВВЭР проекта АЭС и перспективного проекта с
ВВЭР0, в соответствии с требованиями МАГАТЭ, диктуют необходимость
обоснования теплотехнической надежности тепловыделяющих элементов в различных
аварийных ситуациях.
Анализ аварийных режимов показывает, что на заключительной стадии аварии с
потерей теплоносителя первого контура в реакторных установках с ВВЭР при
функционировании системы аварийного охлаждения зоны САОЗ возможно сохранение
АЗ под уровнем воды. При этом охлаждение АЗ осуществляется теплоносителем в
режиме естественной циркуляции с образованием гидравлических контуров различной
конфигурации. Так, в реакторных установках РУ с ВВЭР и ВВЭР1
циркуляция устанавливается в петлях главного циркуляционного контура ГЦК
между реактором и парогенераторами рис. В.1, а на РУ с ВВЭР0 после
опорожнения баков САОЗ между реактором, топливным и аварийным бассейнами
через специальные соединительные трубопроводы и сечение
разрыва ГЦК 1 рис. В.2. Предельным случаем таких режимов является полное
прекращение направленного движения теплоносителя через АЗ при разрыве контура
естественной циркуляции.

активная зона
опускной канал реактора
главный циркуляционный насос
парогенератор
горячая нитка главного циркуляционного контура
холодная нитка главного циркуляционного контура.
Рис. В Л Гидравлическая схема контура естественной циркуляции аварийном
расхолаживании РУ с ВВЭР
Охлаждение тепловыделяющих сборок ТВС в условиях разРь1ва контура циркуляции
осуществляется теплоносителем, поступающим вЛЗ 1ак снизу из напорной камеры,
так и сверху из сборной камеры навсхгречУ выходящему пару рис. В.З. При этом
в сборках в зависимостях от соотношения основных режимных параметров могут
осуществляться различные гидравлические процессы межканальная циркуляция с
опусктэсхым и подъемным течением в соседних ТВС, противоточное движение потоков
xi и воды или многократное реверсирование потока в отдельных сборках. В
переходных аварийных состояниях эти процессы имеют неустойчивый случайный
характер и могут периодически сменять друг друга.
Особенностью рассматриваемых теплогидравлических процессов являются низкие
скорости циркуляции теплоносителя, а также то, что они протекают в основном при
низком давлении в АЗ Р00 МПа.
напорная камера
аитшшак зона.
верхыяя смесительная камера
подроакториое пространство
5.6отсеки топливного бассейна
7парогазовый обгем
О аварийный бассейн
9защитная оболочка.
система отвода тепла от защитной оболочки.
Рис. В.2 Гидравлическая схема аварийного расхолаживания РУ с ВВЭР0 при
разрыве горячей нитки ГЦК после опорожнения баков САОЗ 1

2 1
Рис. .3 Схема охлаждения 3 в аварийных ситуациях при естественной
циркуляции теплоносителя вГЦК
В предшествующих исследованиях противоточных течений газа и жидкости главное
внимание уделялось движению фаз в отдельном канале. В основном это связано с
тем, что в рассматриваемых условиях может иметь место кризисное
гидродинамическое явление захлебывание, ограничивающее поступление жидкости в
ТВС при определенном расходе пара, выходящего из не. Вследствие этого
происходит нарушение баланса входящих расходов теплоносителя и выходящего
потока пара
2, В Л
где расход воды, поступающей в ТВС сверху
2 расход пара, генерируемого в ТВС
расход теплоносителя, поступающего в ТВС снизу.
Нарушение баланса расходов генерируемого пара и поступающей в 3 воды
происходит при определенной критической тепловой мощности ТВС . Наименьшие
значения будут наблюдаться при полном прекращении направленного движения воды в
3 снизу 0, что создает наихудшие условия охлаждения теплопередающих
поверхностей 3. При тепловых мощностях ТВС, превышающих , в результате
ограничения поступления воды в канал сверху, на поверхности твэлов может
возникнуть кризис теплообмена, вызывающий перегрев и разрушение оболочки
стержней, с последующим выходом радиоактивных веществ за пределы 1го контура.
В соответствии с концепцией безопасности современных проектов АЭС обоснование
теплотехнической надежности ТВС выполняется с помощью расчетных и
экспериментальных исследований. В результате таких работ должно быть показано,
что на всех временных стадиях аварийного процесса с разуплотнением 1го контура
мощность остаточных тепловыделений 3 не превысит значений критической мощности
, т.е. не будут созданы условия для возникновения кризиса теплообмена на
поверхности твэлов.
До недавнего времени количество рекомендаций по определению как взаимосвязи
расходов противоточных потоков фаз при захлебывании, так и значения
критической мощности было весьма ограниченным. Кроме того, они были не
универсальны, для каналов разных форм и геометрических размеров, не охватывали
широкого диапазона изменения давления пароводяной смеси. Так практически
отсутствовали рекомендации по определению рассматриваемых параметров при
низком давлении 00 МПа и в каналах с относительно малым поперечным
сечением. Существовавшие зависимости были неприменимы к системам параллельно
включенных каналов, а также к сложным системам, представителем которых
являются.ТВС водоохлаждаемых реакторов, содержащие как стержни, так и элементы
их дистанционирования. Для ликвидации в определенной степени этих пробелов и
была проведена представленная работа.
Цель работы состояла в разработке соотношений для определения взаимосвязи
расходов фаз и расчета критических мощностей каналов разных форм и
геометрических характеристик при захлебывании в широком диапазоне давлений, а
также в разработке методики расчета предельных нагрузок ТВС водоохлаждаемых
реакторов. Для решения поставленных задач использовались результаты
экспериментальных исследований каналов
различной геометрии при пониженном давлении, полученных в рамках настоящей
работы, а также опытные данные предшествующих работ автора и трудов других
исследователей.
Актуальность


Механизм возникновения и параметры кризиса теплообмена в. Верификация компьютерных кодов КОРСАР и . Вт
Па
м
м
мг
мс
м

Втм2
В
МПа
мс
м
0. Я1
РкР. Чпр Ф
X
. Рейнольдса для фазы
0. Ьэнкоффа для фазы
р. ЯЭУ. АЗ под уровнем воды. ГЦК 1 рис. В.2. Рис. У выходящему пару рис. В.З. АЗ Р00 МПа. Рис. Рис. ТВС при определенном расходе пара, выходящего из не. ТВС снизу. ТВС . АЭС с водоохлаждаемыми реакторами. АЭС при авариях. Р02 МПа. Личный вклад автора. Апробация результатов работы. СПб АЭП и ЦКТИ. ВАК. Рис.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.190, запросов: 237