КОНЦЕПЦИЯ РАСШИРЕННОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЕСТЕСТВЕННОЙ ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА В ЭНЕРГОБЛОКАХ С

КОНЦЕПЦИЯ РАСШИРЕННОГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ЕСТЕСТВЕННОЙ
ЦИРКУЛЯЦИИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ПЕРВОГО КОНТУРА В ЭНЕРГОБЛОКАХ С
ВВЭР-1000(1200) И ПЕРСПЕКТИВЫ ЕЁ РЕАЛИЗАЦИИ
А.Я. Благовещенский, С.М. Бор, М.Н. Конович, В.Н. Митюков
Санкт-Петербургский государственный политехнический университет, Россия
В.В. Безлепкин, В.О. Кухтевич, А.Г. Митрюхин
ОАО Санкт-Петербургский научно-исследовательскй и проектноконструкторский институт “Атомэнергопроект”, Россия
В.Я. Беркович, В.А. Мохов
ОАО ОКБ “Гидропресс”, г. Подольск, Россия
Н.Н. Давиденко, А.В. Смирнягин
ОАО “Концерн Росэнергоатом”, Москва, Россия
М.Ю. Канышев, И.Н. Богомолов, Л.Н. Богачек, В.Ф. Бай, Н.А. Игнатьев
Калининская атомная станция, г. Удомля, Россия
В.И. Аксёнов
ОАО “Атомэнергоремонт”, г. Мытищи, Россия
Б.Е. Шумский, С.Б. Выговский
Московский государственный инженерно-физический институт (НИЯУ), Россия
В результате творческого сотрудничества “вузовской науки” с ведущими структурами атомной отрасли были выявлены существенные внутренние резервы в энергоблоках с ВВЭР – 1000 (1200) по расширенному использованию естественной циркуляции
теплоносителя первого контура (ЕЦТ) как важнейшего фактора повышения их надёжности и безопасности. Показана принципиальная возможность работы реакторной
установки (РУ) на 30 % мощности от номинальной при неработающих главных циркуляционных насосах (ГЦН) на ЕЦТ. Такой режим базируется на благоприятных конструктивных решениях РУ, заложенных Главным Конструктором, и увеличении подогрева теплоносителя в реакторе до величины, не превышающей 100 K (точнее 95 K).
1. ОБЩИЕ ВЗАИМОСВЯЗИ ПАРАМЕТРОВ И ХАРАКТЕРИСТИК В РЕЖИМАХ
ЕЦТ
Допустимая мощность РУ на ЕЦТ (при однофазном состоянии) зависит от сочетания целого ряда факторов, к которым относятся: теплофизические свойства теплоносителя, принятые конструктивные решения (“геометрия”), а также допустимые режимные теплотехнические параметры. Выражение, иллюстрирующее влияние отдельных
факторов на величину мощности в режиме ЕЦТ, может быть записано в виде:
(
QЕЦТ ~ CP  0,5 T 1,5 H 0,5 FAЗ R 0,5
1)
где C P ,  ,  - соответственно средние: удельная массовая теплоёмкость, плотность и коэффициент температурного расширения теплоносителя; T - подогрев теплоносителя в активной зоне; H - смещение по вертикали середины парогенератора
(ПГ), относительно активной зоны (АЗ); FAЗ - площадь живого сечения активной зоны;
R - коэффициент гидравлического сопротивления контура, приведённый к средней
скорости теплоносителя в активной зоне.
Относительный уровень мощности в режиме ЕЦТ определяется как:
0,5
1, 5
QЕЦТ  g T0 H   T 
(








2)
Q0
P0

  T0 
где P0 - условное гидравлическое сопротивление контура, включающее поправку на сопротивление неработающих ГЦН. Индекс “0” относится к номинальному режиму.
В РУ с ВВЭР-1000 достигнута с подтверждением опытным путём в натурных
условиях величина мощности в режиме ЕЦТ 10 % от номинальной при подогреве теплоносителя в реакторе T = 46 K и сохранении номинального давления пара в ПГ, равного 6,4 МПа.
Нашими совместными исследованиями показано, что возможности работы РУ с
ВВЭР-1000 на ЕЦТ могут быть существенно расширены [1]. Благоприятным фактором
является большая величина H = 9 м, неблагоприятным – большая величина коэффициента гидравлического сопротивления остановленного ГЦН, в 1,5 раза превышающего
коэффициент гидравлического сопротивления собственно контура.
Как следует из (2) возможность увеличения уровня мощности в режиме ЕЦТ может быть реализована только за счёт увеличения подогрева теплоносителя в реакторе.
2. ОБОСНОВАНИЕ ПРОГРАММЫ РЕГУЛИРОВАНИЯ РУ В РЕЖИМЕ ЕЦТ
При ограничениях по температуре выхода теплоносителя из реактора – Tгор увеличение подогрева теплоносителя в реакторе T может быть достигнуто только снижением температуры на выходе из ПГ (на входе в реактор) – Tхол. Т.е. роль ПГ в решении задачи интенсификации ЕЦТ в I контуре является определяющей. Снижение Tхол
обеспечивается переводом ПГ на режим со скользящим давлением пара – Р2 , уменьшающимся при увеличении мощности РУ. На базе детального теплогидравлического
расчёта РУ на ЕЦТ в широком диапазоне мощностей была сформирована программа
регулирования мощности (температурные “усы” по I контуру, увязанные с давлением
пара в ПГ), представленная на Рис. 1. Программа рекомендуется к реализации в диапазоне мощностей до 900 МВт (т.е. до 30 % номинальной тепловой мощности реактора).
P 2, МПа
T, °C
350
14
T г ор
300
12
T хол
250
10
200
8
P2
150
6
100
4
50
2
Q, МВт
0
200
400
600
800
1000
1200
0
1400
Рис.1 Программа регулирования установки
Было проведено моделирование теплогидравлических условий в активной зоне в
режимах ЕЦТ в начале и конце топливной кампании с использованием разработанной в
МИФИ трёхмерной программы NOSTRA.
2
Анализ результатов моделирования показывает, что теплотехническая надёжность
активной зоны ВВЭР-1000 в режиме ЕЦТ на энергетических уровнях мощности определяется следующими обстоятельствами.
Во-первых, при ЕЦТ имеется благоприятный характер распределения расходов
теплоносителя по кассетам, который обусловлен определяющей ролью нивелирной составляющей в общем перепаде давлений между входом и выходом ТВС. Это обстоятельство обеспечивает “самопрофилирование” расхода теплоносителя и сведение к минимуму температурной неравномерности на выходе из ТВС.
Во-вторых, высокий подогрев теплоносителя благоприятен с точки зрения увеличения запаса до кризиса теплоотдачи, благодаря вызываемой деформации высотного
профиля энерговыделения. Происходит это из-за значительного (примерно на треть)
уменьшения плотности теплоносителя от низа до верха активной зоны. В результате
высотный профиль энерговыделения имеет резко выраженный максимум в нижней части активной зоны и почти линейный существенный спад к её вершине. Поэтому в
верхней части ТВС, в которой критический тепловой поток минимален, тепловой поток
с оболочки твэла также мал, что с учётом снижения мощности реактора приводит к величинам запаса до кризиса существенно большим, чем при принудительной циркуляции в работе на номинальной мощности (DNBR = 5 ÷ 7 против обычного 2). В конце
топливной кампании этот эффект имеет более выраженный характер.
Расчётный анализ установившегося режима ЕЦТ на мощности 30 % от номинальной и режима выхода на ЕЦТ от нулевого уровня мощности до мощности 30% подтверждает высокую теплотехническую надежность работы активной зоны ВВЭР-1000
как в начале, так и в конце топливной кампании.
Важным вопросом для реализации рассматриваемого режима является анализ
напряжённого состояния корпуса реактора в зоне главных патрубков при высоких подогревах теплоносителя в реакторе. Выполненные расчёты показали, что при T , не
превышающем 95 K, напряжения не выходят за рамки требований “Норм расчета на
прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок”.
Расчётный анализ дополнительных термических напряжений в этой зоне, возникающих при изменении мощности, показал, что допустимая скорость изменения мощности в режиме ЕЦТ ограничена величиной 0,06 % / с.
Сравнительный анализ термических расширений узла “ТВС – ВКУ” показал, что
отличные от номинального режима температурные условия не приводят к заметному
изменению усилия поджатия ТВС к посадочному месту в гнезде шахты реактора.
3. ГОРИЗОНТАЛЬНЫЙ ПАРОГЕНЕРАТОР И ПАРОТУРБИННАЯ
УСТАНОВКА В УСЛОВИЯХ ЕЦТ
Специфика работы ПГ в режиме ЕЦТ отличается большой гидравлической неравномерностью распределения расхода теплоносителя по горизонтальным рядам трубок.
При этом в РУ с ВВЭР-1000 в ПГ наблюдается опрокидывание циркуляции теплоносителя в нижних рядах трубок. Физическая картина появления условий, вызывающих
опрокидывание циркуляции, определяется превалирующей ролью нивелирной составляющей давления в вертикальных коллекторах ПГ на фоне пренебрежимо малых гидравлических сопротивлений. Отмеченное обстоятельство при имеющем место распределении гидравлических сопротивлений по контуру циркуляции, когда относительная
доля гидравлического сопротивления ПГ в общем сопротивлении I контура составляет
менее 10 %, приводит к появлению в нижней части трубного пучка ряда с нулевым перепадом давления между входом и выходом, а ниже его – с отрицательным.
3
Ранее был получен критерий, определяющий условие, исключающее прекращение
и опрокидывание циркуляции в трубках горизонтального ПГ [3]
TB
H SG
2
mΔ
здесь:
(3)
TB
H SG
– высота трубного пучка ПГ, м;
m – доля гидравлического сопротивления трубной части ПГ (характеризуемого с до-
статочной точностью средней трубкой) в общем сопротивлении контура.
В РУ с ВВЭР-1000 условие (3) не выполняется. Поэтому для получения достоверных результатов, связывающих параметры I и II контура при ЕЦТ в предлагаемом нештатном режиме работы ПГ, была составлена программа его расчёта, учитывающая
специфику условий циркуляции и теплопередачи каждого горизонтального ряда. На
Рис. 2 показана величина расхода теплоносителя в каждом ряду трубок в зависимости
от его номера для мощности РУ 900 МВт.
номер ряда
110
100
90
80
70
60
-1
50
Gряда, кг/с
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
40
30
20
10
0
Рис.2 Зависимость расхода теплоносителя в ряду трубок от номера ряда
Несмотря на то, что отмеченное распределение расхода теплоносителя в ПГ в
определённой степени снижает эффективность работы его теплопередающей поверхности, это не препятствует реализации режима работы РУ на ЕЦТ в принятом (из-за других ограничивающих параметров) диапазоне мощностей до 30 % от номинальной. Расчёты показали, что температура теплоносителя I контура на выходе из ПГ, являющаяся
результатом смешения теплоносителя из всех рядов трубок, практически отслеживает
температуру насыщения пара с незначительным превышением, составляющим не более
2 – 3 oC. В частности, при мощности РУ 900 МВт, имеется следующая связь параметров
I и II контура:
температура теплоносителя на выходе из реактора 330 oC,
температура теплоносителя на выходе из ПГ 235 oC,
давление пара и температура насыщения по II контуру соответственно: 2,94 МПа,
232,7 oC. Таким образом, отмеченная выше разность температур не превышает 3
o
C.
Условия работы ПГ по обеспечению требуемой сухости пара улучшаются, так как
удельная объёмная нагрузка зеркала испарения уменьшается ~ в 1,5 раза при одновременном снижении плотности пара. Сниженное давление пара в ПГ не противоречит
4
пропускной способности турбины и обеспечивает необходимый запас на работу регулирующего клапана. При этом улучшаются условия по обеспечению минимальной
влажности пара на последних ступенях турбины, благодаря смещению процесса расширения пара в турбине на диаграмме i – s вправо.
Из-за опрокидывания циркуляции теплоносителя в нижних рядах трубок ПГ в горячем коллекторе в зоне подмешивания “холодной” воды возникают незначительные
дополнительные термические напряжения. При очень малых вертикальных шагах установки трубок (19 мм) можно ожидать появления своеобразной гидродинамической нестабильности циркуляции, проявляющейся в периодическом изменении её направления
в отдельных рядах трубок (находящихся в зоне, прилежащей к ряду с “нулевым” расходом) и возникновения переменных напряжений. Выполненная на начальной стадии исследований оценка по эквивалентной амплитуде напряжений и усталостной кривой при
крайне консервативном подходе, опирающемся на скачкообразное изменение температуры горячего коллектора в зоне опрокидывания циркуляции, дала допустимое количество циклов нагружений, равное 3000. В действительности, в зоне опрокидывания будут формироваться значительно более мягкие условия нагружения из-за очень малых
расходов теплоносителя и плавности их изменения (Рис. 2), исключающих принятый в
расчётах температурный скачок. Учёт этого обстоятельства позволил полностью закрыть вопрос о циклической прочности горячего коллектора ПГ в режиме ЕЦТ, так как
искажение температурного поля и соответственно напряжённого состояния коллектора
по сравнению с “базовой” картиной, определяемой условиями теплоотдачи со стороны
I и II контуров, оказалось несущественным (пренебрежимо малым).
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
Результаты исследований были представлены в серии докладов на международных
научно-технических конференциях:
 14-я МНТК Ядерного общества России, г. Удомля, 2003 г.,
 4-ая МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, ОКБ ГП, г. Подольск, 2005 г.,
 5-ая МНТК “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, Концерн “Росэнергоатом”, Москва, 2006 г.,
 5-ая МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, ОКБ ГП, г. Подольск, 2007 г.,
 6-ая МНТК “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, Концерн “Росэнергоатом”, Москва, 2008 г.,
 6-ая МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, ОКБ ГП, г. Подольск, 2009 г.,
 7-ая МНТК “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, “Концерн Росэнергоатом”, Москва, 2010 г.,
 7-ая МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР”, ОКБ ГП, г. Подольск, 2011 г.,
 8-ая МНТК “Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, “Концерн Росэнергоатом”, Москва, 2012 г.
Полученные результаты явились основой для принципиального обоснования концепции расширенного использования естественной циркуляции теплоносителя I контура в энергоблоках с ВВЭР – 1000 (1200) [3]. Актуальность практической реализации
предлагаемой концепции в первую очередь связана с запроектным режимом (системная авария при длительном полном обесточивании АЭС) и обусловлена тем, что:
- на АЭС, состоящей из 3 – 6 энергоблоков ВВЭР–1000, в режиме полного обесточивания перевод одного блока в режим работы на ЕЦТ способен обеспечить собственные нужды оставшихся энергоблоков, что исключает в этой ситуации зависимость АЭС от внешнего электроснабжения и существенно повышает мобильность
и оперативность вывода энергоблоков АЭС в номинальный режим эксплуатации;
- такой режим применим для энергоснабжения не только площадки АЭС, но и “городов-спутников” в случае системной аварии на ЛЭП (до её устранения);
5
Параметры работы оборудования, систем РУ и энергоблока, а также алгоритмы
функционирования систем в предлагаемом режиме использования ЕЦТ отличаются от
проектных, использованных при обосновании безопасности и предусмотренных эксплуатационной документацией. Также для обеспечения выхода энергоблока в указанный режим может потребоваться некоторая модернизация обслуживающих систем, а
также необходимая корректировка в существующих блокировках и защитах.
Для выполнения данной работы с порядком выполнения и прохождения научнотехнической документации, принятым в атомной отрасли, была подготовлена и
направлена заявка в план НИОКР ОАО “Атомэнергопром” на 2009 – 2011 годы с
названием “Разработка обосновывающих материалов, необходимых для практического
внедрения концепции использования естественной циркуляции теплоносителя первого
контура в энергоблоках с ВВЭР–1000 (1200), предусматривающей работу энергоблоков
на уровнях мощности до 30 % от номинальной при неработающих главных циркуляционных насосах при запроектных авариях”. Основанием для заявки являлась Федеральная целевая программа “Развитие атомного энергопромышленного комплекса России
на 2007 – 2010 годы и на перспективу до 2015 года”, Постановление Правительства РФ
от 6 октября 2006 года № 605. Головной исполнитель – ОАО Санкт-Петербургский
научно-исследовательскй и проектно-конструкторский институт “Атомэнергопроект”,
однако, эта работа не была включена в план и не получила финансирования.
При рассмотрении “Концепции…” на совещании в ОАО “Концерн Росэнергоатом”
25.02.2010 она была отнесена к категории проектирования новых энергоблоков на базе
основного оборудования РУ с ВВЭР–1000 (1200) и ПТУ (Протокол № п-32к/04-06/2010
от 25.02.2010). С учётом этого в сложившейся ситуации продвижение в вопросе практической реализации “Концепции …” могло бы быть достигнуто включением работ в
проект АЭС-2010 (ВВЭР-ТОИ), по которому предусмотрено финансирование, но этого
не произошло.
В сентябре 2010 г. “Концепция …” была официально поддержана Российским
научным центром “Курчатовский Институт” (письмо № 32-17/1213-2367 от 17.09.10),
при этом было отмечено, что “… возможность улучшения потребительских характеристик АЭС может быть полезна в рыночной привлекательности проекта”.
Учитывая последствия аварии на АЭС “Фукусима-1”, необходимо использовать
возможности естественной циркуляции теплоносителя как дополнительный фактор повышения безопасности АЭС в экстремальных условиях, в том числе при отключённых
ГЦН.
По результатам рассмотрения на 7-й МНТК “Обеспечение безопасности АЭС с
ВВЭР” в ОКБ “Гидропресс” (17-20 мая 2011) в Итоговом документе, утвержденном
Директором Генеральным Конструктором, предлагаемая “Концепция использования
ЕЦТ …” представлена в двух категориях:
1. Особенно актуальные направления научных и проектных работ.
2. Работы, которые требуется своевременно в необходимом объёме планировать и
выполнять с участием Генерального Проектировщика, Научного Руководства и
Главного Конструктора (тем самым признаётся необходимость перевода работ из
“вузовской” категории на отраслевую основу).
Наряду с этим, “Концепция …” вызвала живой интерес и поддержку ряда ведущих
специалистов-участников 8-й МНТК-2012 “Безопасность, эффективность и экономика
атомной энергетики” в ОАО “Концерн Росэнергоатом”.
С учётом приведенных выше рекомендаций в ОАО “Концерн Росэнергоатом” имеется заявка для включения работ в план НИОКР. Таким образом, практическая реализация “Концепции…”, направленной на дальнейшее развитие атомной энергетики на
базе использования существующих потенциальных возможностей атомных энергоблоков, обеспечивающей АЭС с ВВЭР–1000 (1200) новое качество – максимальную живу6
честь при указанной выше запроектной аварии, непосредственно зависит от принятия
Руководством атомной отрасли решения о финансировании работ.
1.
2.
3.
Список литературы
А.Я. Благовещенский, Л.Н. Богачек, М.Н. Конович, Б.Е. Шумский и др. Возможность эксплуатации ВВЭР-1000 на энергетических уровнях мощности в режимах с
потерей принудительной циркуляции теплоносителя. Материалы XIV ежегодной
конференции Ядерного Общества РФ, Калининская АЭС, г. Удомля, 2003
А.Я. Благовещенский Горизонтальный парогенератор в условиях естественной
циркуляции теплоносителя первого контура. Доклад на 7 Международном семинаре по горизонтальным парогенераторам, ОКБ “Гидропресс”, г. Подольск, 2006
А.Я. Благовещенский, В.И. Аксёнов, Л.Н. Богачек, Н.Н. Давиденко, Ю.Г. Драгунов, М.Ю. Канышев, В.А. Мохов, Б.Е. Шумский и др. Концепция расширенного
использования естественной циркуляции теплоносителя первого контура в энергоблоках с ВВЭР-1000(1200) и перспективы её реализации. Доклад на 8-й МНТК
“Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики”, “Концерн Росэнергоатом”, Москва, 2012
7