Исследование перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя

• Автор: Сидоров, Валерий Григорьевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 173 с. : ил.

Содержание
Введение
ГЛАВА 1. Анализ работ отечественных и зарубежных авторов по исследованию перемешивания в циркуляционном трубопроводе и опускном канале корпусного реактора при аварии с малой потерей теплоносителя.

ГЛАВА 2. Описание экспериментального оборудования.

ГЛАВА 3. Схема измерений, погрешности и методика проведения эксперимента

ГЛАВА 4. Исследование процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе

4.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в циркуляционном трубопроводе.
4.2 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, в отсутствии общеконтурной циркуляции.
4.3 Результаты экспериментального исследования теплогидравлических процессов, происходящих в циркуляционном трубопроводе реактора, при наличии циркуляции в контуре
4.4 Определение положения уровня стекающей жидкости на сливе из циркуляционного трубопровода в опускной канал

4.5 Расчет подогрева заливаемой борированной воды в циркуляционном трубопроводе.

ГЛАВА 5 Исследование процесса перемешивания в опускном канале реактора.
5.1 Предпосылки для моделирования процессов перемешивания в опускном канале реактора
5.2 Результаты экспериментов по моделированию процессов перемешивания в опускном канале реактора на прозрачной модели.
5.3 Результаты экспериментов по моделированию перемешивания в опускном канале реактора на модели высокого давления.
5.4 Температурное состояние в опускном канале реакторной установки

ГЛАВА 6. Пульсационные характеристики процесса перемешивания в циркуляционном трубопроводе и в опускном канале.
Заключение
Список использованных источников


Серьезное внимание к проблеме аварии типа малая течь и связанной с ней опасностью термического удара термошока начали уделять после аварии на АЭС i I в США. Особенность такой аварии заключается в том, что потери теплоносителя не компенсируются средствами нормальной эксплуатации и требуется включение насосов высокого давления, которые подают в корпус реактора холодную воду С. При этом вследствие относительно малой течи, корпус реактора длительное время находится при переменной температуре в напряженном состоянии, так как в нем поддерживается высокий уровень давления. Исследованию всех аспектов этой проблемы уделяется большое внимание как в России, так и в ведущих по атомному машиностроению странах США, Германия, Франция, Италия, Япония, а также в Финляндии. Наиболее обстоятельное обоснование необходимости изучения теплогидравлических и других аспектов процессов перемешивания горячей в холодной жидкостей, при которых возможен термошок, приведено в 6. В статье суммируются результаты исследования аварийных ситуаций, приведших или могущих привести к тепловому удару в корпусе реактора ТУКВД тепловой удар в корпусе высокого давления, а также оценивается их степень опасности согласно статистическим данным, 0 случаев на ВВЭР за 9 реакторолет. ТУКВД является результатом аварийных ситуаций, во время которых корпус реактора подвергается воздействию теплоносителя, имеющего температуру, существенно отличающуюся от температуры корпуса, при наличии высокого давления в самом корпусе реактора. При анализе конкретных ситуаций они были разбиты на 5 групп от 0 до 4, при этом и0я группа совершенно безопасная, а группа 4 наиболее опасная. К группам относится случая из практики эксплуатации АЭС. Среди рассмотренных аварийных случаев пять сопровождались аварийным сливом теплоносителя из системы, связанных с малым разуплотнением корпуса. В статье приводятся величины критических значений флюэнса нейтронов для различных вариантов теплового удара. Во всех х опасных случаях оператор начинал корректировать процесс не ранее, чем через 5 минут после возникновения нарушения. В работах 2, 3, которые носят характер постановки проблемы, дан подробный анализ предполагаемой программы исследований по проблеме термошока, в которой большое внимание уделено теплогидравлическим исследованиям на прозрачных моделях и моделях высокого давления. Определен круг проблем, требующих экспериментального и теоретического обоснования, вт. Детальное представление о воздействии теплового удара на поведение трещин дают работы 1, 4, в которых рассмотрено поведение изначальных трещин материалов легководных реакторов. Опыты проводились на толстостенных цилиндрах толщина стенки 2 мм диаметром до мм, высотою до мм при имитации как полного слива воды, так и при малых течах, когда заливаемая вода перемешивается с горячей. Показаны условия, способствующие росту трещин и их прекращению, определены скорости роста трещин. Работы носит специализированный металловедческий характер, но привязаны к явлениям термошока. Наблюдались трещины в районе сварных швов, соединяющих штуцера и трубопроводы. Показано, что на прочность материала штуцеров и трубопроводов оказывают влияние не только ударные нагрузки, связанные с прекращением подачи, например, питательной воды, охлаждением трубопровода, а, затем, вновь подачей питательной воды, но и температурная стратификация потока при малых расходах. Как правило, стратифицированное течение сопровождается пульсациями температуры. Показано, что при максимальной разности температур по образующим 0 С, допустимо 2, циклов нагружений, а для сварных швов допустимое число циклов составляет . Для устранения стратифицированных течений при малых нагрузках предлагаются термосифонные вводы, предусматривающие заполнение трубопроводов питательной водой при малых расходах. Авторы работы 6 приходят к заключению, что температурная стратификация является основной причиной появления трещин в трубопроводах. В работе 8 приведены результаты опытов по имитации теплового удара в корпусе реактора. Корпус реактора моделировался сосудом 0x0 мм и высотою мм, обогреваемым с наружной стороны подлине мм, с внутренней стороны инициирована трещина.