Расчетное исследование конвективного переноса тепла между активной зоной и парогенератором ВВЭР при тяжелой аварии с потерей теплоотвода ко второму контуру

Обложка

Цитировать

Полный текст

Открытый доступ Открытый доступ
Доступ закрыт Доступ предоставлен
Доступ закрыт Только для подписчиков

Аннотация

Работа посвящена численному анализу возможности перегрева и разрушения теплообменных труб в парогенераторах ВВЭР в процессе развития тяжелых аварий. Опасность этого явления обусловлена риском байпассирования радиоактивными веществами защитной оболочки реакторной установки. В качестве основного механизма переноса тепла из активной зоны в парогенераторы рассматривается естественная конвекция перегретого пара в горячей нитке главного циркуляционного трубопровода. Для моделирования конвективных потоков и распределения температуры пара используются трехмерные CFD-коды. Показано, что интенсивность конвективного переноса тепла из реактора в горячий коллектор парогенератора недостаточна для существенного нагрева и катастрофической потери прочности материала теплообменных труб парогенератора.

Полный текст

Доступ закрыт

Об авторах

К. С. Долганов

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук

Автор, ответственный за переписку.
Email: dolganov@ibrae.ac.ru
Россия, Москва

A. A. Крутиков

Опытное конструкторское бюро «ГИДРОПРЕСС»

Email: dolganov@ibrae.ac.ru
Россия, Подольск

А. В. Николаева

Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук

Email: dolganov@ibrae.ac.ru
Россия, Москва

Список литературы

  1. Bayless P.D. Analysis of natural circulation during a Surry station blackout using SCDAP/RELAP5, NUREG/CR-5214 (EGG-2547), EC&G Idaho Inc., September 1988.
  2. Domanus H.M. and Sha W.T. Analysis of Natural-Convection Phenomena in a 3-Loop PWR During a TMLB’ Transient using the COMMIX code, NUREG/CR-5070, ANL-87-54, Argonne National Laboratory, January 1988.
  3. Di Marzo М., Salehi M.A., Almenas K. Primary system transient heating in a severe accident scenario, Scientia Iranica, Vol.2, No.1, Sharif University of Technology, March 1995.
  4. Stewart W.A. et al. Natural Circulation Experiments for PWR Degraded Core Accidents, EPRI Report NP-6324-D, Westinghouse Electric Corporation, 1989.
  5. Stewart W.A. et al., Natural Circulation Experiments for PWR High Pressure Accidents, EPRI Project No. RP2177-5 Final Report, Westinghouse Electric Corporation, July 1992.
  6. Martinez G.M., et. а1. Independent review of SCDAP/RELAP5 Natural Circulation Calculations, SAND91-2089, Sandia National Laboratories, Jan. 1994.
  7. Park Jae Hong et al. PWR Hot Leg Natural Circulation Modeling with MELCOR Code, Proc. of the Korean Nuclear Society Autumn Meet., Taegu, Korea, October 1997.
  8. Knudson D.L., Ghan L.S., and Dobbe C.A. SCDAP/RELAP5 Evaluation Of The Potential For Steam Generator Tube Ruptures As A Result Of Severe Accidents In Operating Pressurized Water Reactors, INEEL/EXT-98-00286, Revision 1, INEEL, September 1998
  9. Bayless R.D., et al. Severe Accident Natural Circulation Studies at the INEL, NUREG/CR-6285 INEL-94/0016, Idaho National Engineering Laboratory, 1995.
  10. Risk Assessment of Severe Accident-Induced Steam Generator Tube Rupture, SGTR Severe Accident Working Group, NUREG-1570, U.S. NRC, March 1998.
  11. Boyd C.F., Hardesty K. CFD Analysis of 1/7th Scale Steam Generator Inlet Plenum Mixing During a PWR Severe Accident, NUREG-1781, U.S. NRC, 2003.
  12. Boyd C.F., Helton D.M., et Hardesty K. CFD Analysis of Full-Scale Steam Generator Inlet Plenum Mixing During a PWR Severe Accident, NUREG-1788, U.S. NRC, 2004.
  13. Boyd C.F. and Armstrong K.W. Computational Fluid Dynamics Analysis of Natural Circulation Flows in a Pressurized-Water Reactor Loop under Severe Accident Conditions, NUREG-1922, U.S. NRC, March 2010.
  14. Boyd C. CFD Prediction of Severe Accident Natural Circulation Flows in a Combustion Engineering Pressurized-Water Reactor Loop, ADAMS Accession No. ML16068A170, International Topical Meeting on Advances in Thermal Hydraulics 2016, New Orleans, LA, June 2016.
  15. Steam Generator Tube Integrity Risk Assessment, Volume 1: General Methodology, Revision 1 to TR-107623-V1, Final Report, EPRI, Palo Alto, March 2002.
  16. Sancaktar S., et al. Consequential SGTR Analysis for Westinghouse and Combustion Engineering Plants with Thermally Treated Alloy 600 and 690 Steam Generator Tubes, NUREG-2195, U.S. NRC, May 2018.
  17. Choi Dae Kyung, et al. Numerical Study of Natural Circulation Flow in Reactor Coolant System during a Severe Accident, Science and Technology of Nuclear Installations, Volume 2022, Article ID 4531040, https://doi.org/10.1155/2022/4531040.
  18. Kang Hyung Seok, et al. CFD Analysis for a Westinghouse Natural Circulation Experiment during Severe Accidents, Transactions of the Korean Nuclear Society Virtual Spring Meeting, July 9-10, 2020.
  19. Kim Sung Il, et al. Analysis of steam generator tube rupture accident for OPR 1000 nuclear power plant, Nuclear Engineering and Design, Volume 382, 2021, 111403, https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111403.
  20. High-temperature characteristics of stainless steels, American Iron and Steel Institute, Designer’s Handbook series No. 9004, 2020.
  21. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок ПНАЭ Г-7-002-86, М.: Энергоатомиздат, 1989 г.
  22. Окопный Ю.А., Радин В.П., Чирков В.П. Механика материалов и конструкций. М: Машиностроение, 2001.
  23. Долганов К.С., Томащик Д.Ю., Киселев А.Е., Капустин А.В. Анализ возможности массового разрушения теплообменных труб ПГ при тяжелых авариях на РУ ВВЭР-1200/491, ИБРАЭ РАН, Москва.
  24. Morozov V.B., Kiselev A.E., Kiselev A.A., Dolganov K.S., Tomashchik D.Yu., and Krasnoperov S.N. Issues of Safety Assessment of New Russian NPP Projects in View of Current Requirements for the Probability of a Large Release, Nuclear Technology, 207:2, 204–216, 2021 DOI:

Дополнительные файлы

Доп. файлы
Действие
1. JATS XML
Скачать
2. Рис. 1. Сопоставление предела текучести и временного сопротивления сталей AISI 321 [20] и 08Х18Н10Т [21] в зависимости от температуры

Скачать (137KB)
Метаданные
3. Рис. 2. Зависимость расхода на входе в горячую нитку от времени

Скачать (198KB)
Метаданные
4. Рис. 3. Зависимость давления в горячей нитке от времени

Скачать (194KB)
Метаданные
5. Рис. 4. Геометрия с наложенной расчетной сеткой

Скачать (107KB)
Метаданные
6. Рис. 5. Линии тока в стационарном режиме

Скачать (107KB)
Метаданные
7. Рис. 6. Изменение температуры пара в центре коллектора при расходах на входе в горячую нитку 1 и 2 кг/с

Скачать (129KB)
Метаданные
8. Рис. 7. Расчетная сетка области для кода STAR CCM+

Скачать (103KB)
Метаданные
9. Рис. 8. Температура в сечении расчетной области (2500 с расчета)

Скачать (102KB)
Метаданные
10. Рис. 9. Линии тока и вектора скорости (2500 с расчета)

Скачать (96KB)
Метаданные
11. Рис. 10. Профиль температуры вдоль линии “а” (2500 с расчета)

Скачать (133KB)
Метаданные
12. Рис. 11. Профиль температуры вдоль линии “б” (2500 с расчета)

Скачать (141KB)
Метаданные
13. Рис. 12. Изменение температуры пара в центре коллектора ПГ в расчете по STAR CCM+. Зеленая линия – расчеты по OpenFoam, красная линия – расчеты по STAR CCM+ в допущении идеального газа, синяя линия – расчеты по STAR CCM+ с использованием свойств NIST, черная линия – с использованием свойств NIST и с учетом металла коллекторов

Скачать (286KB)
Метаданные
14. Рис. 13. Изменение температуры пара в центре коллектора ПГ и температуры металла коллектора ПГ в расчете по STAR CCM+. Синяя линия – температура пара, свойства NIST, черная линия – температура пара, свойства NIST с учетом металла коллекторов, пунктирная линия – температура металла коллектора

Скачать (158KB)
Метаданные
15. Рис. 14. Профиль температуры вдоль линии “в” – оси коллектора (2500 с расчета)

Скачать (135KB)
Метаданные

© Российская академия наук, 2024