2.2 РАСЧЕТНОЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В РЕЖИМАХ НОРМАЛЬНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ
2.2.1 Основные положения расчетно-экспериментального обоснования теплогидравлических характеристик
При расчетном обосновании проектных теплогидравлических характеристик РУ и надежности охлаждения активной зоны закладываются следующие принципы:
- используются расчетные методики и коды, которые верифицированы, подтверждены опытом использования их при проектировании и эксплуатации различных типов ВВЭР и аттестованы ГАН РФ;
- используются исходные данные, соотношения и константы, которые подтверждены экспериментальными данными, полученными на стендах и в условиях реакторных установок при ПНР;
- при обосновании выполнения проектных критериев и ограничений учитываются консервативные условия эксплуатации и отклонения теплогидравлических характеристик в проектных пределах;
- обеспечивается полнота расчетного и (или) экспериментального обоснования используемых моделей, замыкающих соотношений, характеристик, т.е. всестороннее и взаимоувязанное рассмотрение всех существенных аспектов теплогидравлики РУ, реактора и активной зоны;
- расчетно-экспериментальное обоснование технического проекта РУ носит поверочный характер;
- окончательная проверка, подтверждение или уточнение теплогидравлических характеристик выполняются по результатам измерений при ПНР и при опытной эксплуатации.
2.2.2 Эксплуатационные режимы
Реакторные установки с реакторами типа ВВЭР в составе блоков АЭС работают в основном в базовом режиме эксплуатации. Основными стационарными режимами работы реакторной установки являются:
- режим работы на полном количестве петель и номинальной мощности;
- режим работы на частичном количестве петель и соответственно на пониженных допустимых уровнях мощности;
- режим естественной циркуляции теплоносителя по первому контуру с отводом остаточных тепловыделений активной зоны после останова реактора.
Для стационарных режимов работы на различном количестве петель определяются проектные значения основных теплогидравлических параметров, которые с учетом подтверждения или уточнения по результатам фактических замеров в период ПНР и освоения номинальной мощности включаются в «Технологический регламент безопасной эксплуатации РУ».
Последующая эксплуатация реакторной установки производится в строгом соответствии с требованиями Технологического регламента.
2.2.3 Основные параметры РУ, реактора и активной зоны в эксплуатационных режимах
Для определяющего стационарного режима работы РУ ВВЭР-1000 на четырех петлях расчетный анализ теплогидравлических характеристик активной зоны, реактора и первого контура в целом проводился при номинальных значениях проектных параметров и с учетом возможных отклонений основных параметров (мощности реактора, температуры на входе в реактор, расхода и давления теплоносителя в первом контуре) от номинальных значений в пределах, обусловленных работой систем контроля и регулирования, а также возможными отклонениями характеристик оборудования первого контура.
При обосновании теплотехнической надежности охлаждения активной зоны учитывается наиболее неблагоприятная комбинация отклонений параметров:
- тепловая мощность реактора 104% Νном;
- расход теплоносителя по первому контуру - минимальный проектный;
- отклонение давления в первом контуре от номинала - минус 0,3 МПа;
- отклонение температуры теплоносителя на входе в реактор +2 °C;
- распределение энерговыделения в активной зоне, соответствующее предельным тепловым нагрузкам твэлов.
Основные проектные параметры и теплогидравлические характеристики реактора ВВЭР-1000, активной зоны, кассет и наиболее горячей струи (ячейки) в стационарном режиме работы на четырех петлях по результатам расчетного обоснования представлены в табл. 2.2 (номинальные значения и проектные отклонения от номинальных значений). Из табл. 2.2 следует, что проектные критерии по коэффициенту запаса до кризиса теплоотдачи, по температуре оболочки твэла и температуре топлива выполняются.
Для режимов работы ВВЭР-1000 на трех и двух петлях и соответственно на допустимых мощностях реактора 67% и 50(40)% Νном расчетные значения теплогидравлических характеристик приведены в табл. 2.3 и находятся в проектных пределах параметров для работы реактора на четырех ГЦН.
Естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре используется для отвода остаточных тепловыделений активной зоны после останова реактора и обесточивания ГЦН. Возможность этого режима подтверждена расчетным анализом и опытными проверками на головных блоках АЭС с реакторами ВВЭР-1000. Мощность, отводимая естественной циркуляцией теплоносителя, достаточна для отвода остаточных тепловыделений активной зоны.
Основные проектные параметры и теплогидравлические характеристики активной зоны реактора ВВЭР-440 в стационарном режиме работы на шести петлях приведены в табл. 2.4 (номинальные значения и проектные отклонения, учитывающие погрешности измерения и регулирования, а также возможные пределы изменения характеристик оборудования в процессе эксплуатации).
Таблица 12. Проектные параметры и теплогидравлические характеристики реактора ВВЭР-1000 и активной зоны в стационарном режиме работы на четырех ГЦН
Таблица 2.3. Теплогидравлические характеристики РУ ВВЭР-1000 при работе трех и двух ГЦН
Наименование параметра | Значение | ||
3 ГЦН | 2 ГЦН противоположные | 2 ГЦН смежные | |
Тепловая мощность реактора, МВт | 2010 | 1500 | 1200 |
Расход теплоносителя в петле с работающим ГЦН, м3/ч | 24130 | 25700 | 25730 |
Расход теплоносителя в петле с неработающим ГЦН, м3/ч | 8400 | 5350 | 5350 |
Расход теплоносителя через реактор, м3/ч | 64000 | 40700 | 40760 |
Температура теплоносителя в холодных нитках петель, °C | 288,8 | 288,8 | 287,4 |
Температура теплоносителя | 311,7 | 312.7 | 305,8 |
Температура теплоносителя | 278,1 | 277,4 | 277,3 |
Мощность петли с работающим ГЦН, МВт | 635,9 | 676,6 | 536,6 |
Мощность петли с неработающим ГЦН, МВт | 102,3 | 73,4 | 63,4 |
Давление пара в корпусе парогенератора работающей петли, МПа | 6,32 | 6,34 | 6,28 |
Давление пара в корпусе парогенератора неработающей петли, МПа | 6,08 | 6,08 | 6,08 |
Таблица 2.4. Проектные параметры и теплогидравлические характеристики реактора ВВЭР-440 и активной зоны в стационарном режиме работы на шести ГЦН
Наименование параметра | Значение | |
Тип реактора | ||
В-230 | В-213 | |
Тепловая мощность реактора, МВт | 1375±27 | |
Давление теплоносителя на выходе из активной зоны реактора, МПа | 12,26±0,2 | |
Средняя температура теплоносителя на входе в реактор, °C | 265-270 | |
Средняя температура теплоносителя на выходе из реактора, °C | 292-301 | 293-302 |
Расход теплоносителя через реактор (при температуре теплоносителя на входе в реактор), м3/ч | 42000-47500 | 39000-43000 |
Перепад давления на реакторе, МПа | 0,314±0,02 | 0,274±0,02 |
Расход теплоносителя через рабочую кассету и тепловыделяющую сборку кассеты АРК (при температуре теплоносителя на входе в реактор), м3/ч | 100-130 | |
Максимальная температура теплоносителя на выходе из кассет, °C | 312,0 | |
Максимальная температура наружной поверхности оболочки твэла, °C | 335,0 | |
Максимальная эксплуатационная мощность кассеты, МВт | 5.95 | |
Максимальная относительная мощность кассеты (Kq) | 1,35(1,29)· | |
Максимальная относительная мощность твэла активной зоны (Кг) | 1,55(1,48)· | |
Средний линейный тепловой поток с твэла, Вт/см | 129,2(144,1)· | |
Максимальный линейный тепловой поток с твэла, Вт/см | 325,0 | |
Коэффициент запаса до кризиса теплоотдачи с поверхности твэлов (с учетом погрешности, соответствующей доверительной вероятности 95%), не менее 1,0
• В скобках даны значения для реакторов, в активных зонах которых установлены 36 кассет-экранов.
2.2.4 Распределение расхода и температуры теплоносителя в реакторе и активной зоне
Теплоотвод от активной зоны обеспечивается расходом теплоносителя, который создают ГЦН на работающих петлях. Расход теплоносителя через реактор равен сумме расходов в работающих петлях за вычетом расходов обратных токов через петли с неработающими ГЦН. Расход теплоносителя через активную зону, эффективно участвующий в охлаждении твэлов активной зоны, меньше расхода через реактор на величину протечек теплоносителя мимо активной зоны, которые составляют 3—4% от общего расхода через реактор и используются для охлаждения ВКУ реактора и поглощающих элементов органов регулирования СУЗ.
В реакторах В-440 расход теплоносителя, не участвующего в охлаждении твэлов активной зоны (коэффициент протечек), зависит от конструктивных особенностей рабочих кассет, которыми комплектуется активная зона, и колеблется в пределах от 3% (реактор В-213, активная зона которого укомплектована рабочими кассетами с размером чехла «под ключ» 145,0 мм) до 11% (реактор В-230, активная зона которого укомплектована кассетами - экранами и рабочими кассетами с размером чехла «под ключ» 143,0 мм).
Расходы теплоносителя по петлям и через реактор определяются из условия равенства напора ГЦН и гидравлического сопротивления тракта первого контура. При этом напорные характеристики ГЦН принимаются по техническим условиям на ГЦН, подтвержденным стендовыми испытаниями ГЦН, а коэффициенты гидравлического сопротивления оборудования и отдельных участков первого контура принимаются по экспериментальным данным, полученным на моделях и в натурных условиях реакторных установок при ПНР.
В гидравлическом анализе первого контура определяются номинальное* значение расхода теплоносителя через реактор (при номинальных значениях гидравлических характеристик первого контура и номинальных напорных характеристиках ГЦН) и значения минимального проектного и максимального проектного расхода через реактор (с учетом погрешностей знания гидравлических характеристик первого контура и проектного допуска на напорную характеристику ГЦН, а также с учетом отклонений частоты в сети электропитания ГЦН в пределах
ГЦ).
При работе четырех ГЦН номинальный проектный расход теплоносителя через реактор ВВЭР-1000 составляет 84800 м3/ч, минимальный проектный расход составляет 80000 м3/ч, максимальный проектный расход составляет 88800 м3/ч с доверительной вероятностью не менее 95%.
Минимальный проектный расход теплоносителя через реактор используется при обосновании теплотехнической надежности охлаждения активной зоны. Максимальный проектный расход теплоносителя через реактор используется при анализе гидравлических нагрузок на элементы ВКУ и активной зоны и обосновании надежности удержания кассет от всплытия.
Значения температур на входе и на выходе из реактора определяются эффективностью теплопередачи через трубчатку ПГ и давлением пара по второму контуру. В теплогидравлическом расчете рассматриваются условия работы ПГ с чистой трубчаткой и с учетом проектной величины глушения трубок и отложений на поверхности трубок.
Подогрев теплоносителя на реакторе определяется мощностью тепловыделений в реакторе и расходом теплоносителя через реактор.
Конструкция внутрикорпусных устройств реактора обеспечивает достаточно равномерное и устойчивое распределение расходов по кассетам в поперечном сечении активной зоны как при работе всех ГЦН, так и при частичном количестве работающих ГЦН. Это обеспечивается за счет гидравлического дросселирования потока теплоносителя на перфорациях днища шахты и опорных труб (на входе в активную зону) и на перфорациях цилиндрических обечаек БЗТ и шахты (на выходе из активной зоны).
Подробные исследования на моделях, на головных и серийных блоках АЭС показали, что неравномерность распределения расхода через хвостовики кассет не превышает 15% от среднего значения. Эта неравномерность обусловлена отличием условий входа потока теплоносителя в центральные и периферийные опорные трубы. Однако, как показали исследования на экспериментальной сборке из семи кассет, происходит быстрое выравнивание расходов и скоростей по сечению активной зоны на начальном участке пучка твэлов длиной менее 0,5 м. Анализ этих данных показывает, что отклонение эквивалентного (усредненного по высоте активной зоны) расхода через кассету не превышает 3%. Данная величина отклонения расхода через кассету от среднего значения по активной зоне учитывается как одна из составляющих в инженерном коэффициенте по подогреву теплоносителя.
При расчете теплогидравлических характеристик кассет активная зона рассматривается как система параллельных каналов (кассет с различной мощностью энерговыделений и возможными отличиями геометрических и гидравлических характеристик), работающих под общим перепадом давления на активной зоне и гидравлически взаимодействующих между собой в поперечном направлении (при перфорированных чехлах кассет или при отсутствии чехлов на кассетах). В результате расчета определяются распределения расходов и подогревов теплоносителя по кассетам.
Расчет теплогидравлических характеристик петель, реактора и кассет выполняется по программе СТАР-1, аттестованной ГАН РФ. Основные характеристики программы СТАР-1 приведены в подразделе 2.5.2.
