Теплогидравлические процессы в активных зонах водоохлаждаемых реакторов

Московский государственный технический университет
имени Н.Э. Баумана

В.И. Солонин

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ
ПРОЦЕССЫ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ
ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ

Рекомендовано Научно-методическим советом
МГТУ им. Н.Э. Баумана в качестве учебного пособия
по курсу «Конструирование реакторных установок»

Москва
Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана
2012

УДК 621.039.5(075.8)
ББК 22.333
С60

С60

Рецензенты: Ю.М. Никитин, В.И. Хвесюк

Солонин В. И.
Теплогидравлические процессы в активных зонах водоохлаждаемых реакторов : учеб. пособие по курсу «Конструирование реакторных установок» / В. И. Солонин. – М.: Изд-во
МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2012. – 138, [2] с. : ил.

Изложены специфические процессы теплообмена в активных зонах
водоохлаждаемых реакторов и принципиальные решения, обеспечивающие надежность теплоотвода от твэлов.
Для студентов 4-го и 5-го курсов МГТУ им. Н.Э. Баумана, обучающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические
установки».

УДК 621.039.5(075.8)
ББК 22.333

c⃝ МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2012

ПРЕДИСЛОВИЕ

Методики расчета процессов (нейтронно-физических, теплогидравлических, механических) в форме соответствующих программных комплексов, позволяющих в том числе учитывать деформирование и развитие повреждений элементов конструкций ядерных реакторов, необходимы для разработки действующих и вновь
создаваемых реакторных установок разного назначения, анализа
их безопасности. В программных комплексах нового поколения
детализация моделирования основных процессов, определяющих
безопасность установок, непрерывно повышается. Помимо моделирования процессов каждой ТВС необходимы методы расчетов
процессов в каждом твэле активной зоны, позволяющие определять нейтронные поля, энерговыделение, локальные тепловые потоки в теплоноситель, температуры элементов твэла, напряженнодеформированное состояние оболочки, топлива и другие важные
характеристики, например, развитие повреждений оболочек, приводящих к их неплотности, выходу радиоактивных продуктов деления в теплоноситель. Создание таких методов расчета требует
проведения специальных физических экспериментов.
В базовых дисциплинах естественнонаучного цикла МГТУ
им. Н.Э. Баумана и дисциплинах специальности «Ядерные реакторы и энергетические установки» студенты изучают физические основы и алгоритмы нейтронно-физических, механических,
тепловых расчетов перечисленных процессов. В курсе «Конструирование реакторных установок» на этой основе выполняется
анализ и синтез конструктивных решений реакторных установок
для энергетики, транспорта, освоения космоса. Важной составной
частью курса является анализ роли теплогидравлических про
3

цессов в обосновании принятых и планируемых конструктивных
решений реактора и его важнейшей части — активной зоны. В
настоящем пособии такой анализ проводится применительно к активным зонам водоохлаждаемых ядерных реакторов, получивших
наибольшее распространение в мировой энергетике и на кораблях,
судах, использующих ядерные энергетические установки.
В пособии теплогидравлические процессы рассматриваются
в форме, принятой в практике расчетных обоснований реакторов. Такой переход позволяет студентам предметно понять роль
и место теплогидравлических процессов в обосновании принимаемых конструктивных решений, взаимосвязь теплогидравлических
и нейтронно-физических, механических процессов, способствует
более глубокому усвоению студентами прикладных программ, облегчает анализ и интерпретацию полученных результатов.
Автор благодарит рецензентов учебного пособия: главного научного сотрудника НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля Ю.М. Никитина
и заведующего кафедрой Э-6 МГТУ им. Н.Э. Баумана профессора
В.И. Хвесюка за важные замечания, способствовавшие повышению качества изложения рассматриваемого круга вопросов.
Автор искренне признателен инженеру Л.Ю. Тарасовой за
большой труд и терпение, позволившее завершить работу над
рукописью.

ПРИНЯТЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, ИНДЕКСЫ
И СОКРАЩЕНИЯ
Обозначения
ρ — плотность, кг/м3

w — скорость, м/с
f — площадь поперечного сечения, м2

П — периметр, м
х — массовое расходное паросодержание, относительная энтальпия
q — плотность теплового потока, Вт/м2, МВт/м2

qлин — линейная мощность твэла, кВт/м, Вт/см
К — коэффициент; К=wij/wi — коэффициент перемешивания
G — массовый расход, кг/с
Gij — расход из ячейки в соседние на единице длины канала,
кг/(с·м)
μ = Gij/Gi — коэффициент межканального обмена, м−1, мм−1

I, i, h — энтальпия, Дж/кг
λ — коэффициент теплопроводности, Вт/(м·K)
ρw — плотность расхода (массовый расход), кг/(м2·с)
CP — теплоемкость, Вт/(кг·K)
Р — давление, МПа
Т — температура, ◦С
d — диаметр, мм
L, l — длина, м
s — шаг решетки стержней, мм
s — коэффициент скольжения фаз
r — теплота парообразования, кДж/кг
z — осевая координата

5

N — тепловая мощность, кВт, МВт
α — коэффициент теплоотдачи, кВт/(м2·K)
σ — поверхностное натяжение, Н/м; среднеквадратичное отклонение
Индексы
F — поверхность
кр — критический, критическое значение
г — гидравлический
т — тепловой
i — в ячейке
ij — из ячейки i в ячейку j
s — насыщение
конв — конвективный
‘, “ — для воды и пара
* — в термически равновесной области
кип — кипение
эк — экономайзерный
н.п — в начале поверхностного течения
вх — на входе
вых — на выходе
лин — на единицу длины
max — максимальное значение
исп — на участке испарения
эк — на экономайзерном участке
з.о — в защитной оболочке
Сокращения
1К — в первом контуре
АЗ — аварийная защита
АПН — аварийный питательный насос
АПТ — авария с потерей теплоносителя
АС — атомная станция
АЭС — атомная электростанция
БРУ-А — быстродействующая редукционная установка со сбросом пара в атмосферу
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ВД — высокое давление

6

ВК — водяная коммуникация
ГЕ — гидроемкость
ГЗЗ — главная запорная задвижка
ГЦН — главный циркуляционный насос
ГЦТ — главный циркуляционный трубопровод
ДГ — дизель-генератор
ДР — дистанционирующая решетка
ЗО — защитная оболочка
КГС — коэффициент гидравлического сопротивления
КТП — критический тепловой поток
НД — низкое давление
НКР — напорная камера реактора
ПД — продукты деления
ППБ — прочноплотный бокс
ПР — перемешивающая решетка
ПС СУЗ — поглощающие стрежни системы управления и защиты
пэл — поглощающий элемент
РБМК — реактор большой мощности (кипящий), электрический реактор с кипящим теплоносителем и графитовым замедлителем
РК — рабочая кассета
РГК — раздаточный групповой коллектор
РП — реакторное пространство
РУ — реакторная установка
САОЗ — система аварийного охлаждения активной зоны
САОР — система аварийного охлаждения реактора
СБ — система безопасности
СДР — система длительного расхолаживания
СКР — сборная камера реактора
СЛА — система локализации аварий
СУВ — система удаления водорода
СУЗ — система управления и защиты
ТВС — тепловыделяющая сборка
твэл — тепловыделяющий элемент
ТГ — турбогенератор
ТК — топливный (технологический) канал

7

PWR — Pressurized Water Reactor — реактор с водой под давлением
CANDU — канальный урановый реактор с дейтериевым замедлителем
BWR — Boiling Water Reaсtor — кипящий реактор
LMFBR — Liquid Metal Fast Breeder Reactor — быстрый реакторразмножитель с жидкометаллическим теплоносителем

ВВЕДЕНИЕ

Роль теплотехнической надежности в обеспечении
безопасности АЭС

Безопасность АС (ядерная и радиационная) — свойство АС
при нормальной эксплуатации и ее нарушениях, включая аварии,
ограничивать радиационное воздействие на персонал, население
и окружающую среду установленными пределами [10]. Особенностью АС и других ЯЭУ, содержащих ядерные реакторы, является образование радиоактивных веществ и ионизирующих излучений в процессе выработки энергии. Эта особенность имеет свою
специфику и определяет содержание понятия безопасность АС,
в частности термина «авария», как события, сопровождающегося
радиационными последствиями1.
Безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной
реализации на всех этапах жизненного цикла принципа глубокоэшелонированной защиты, включающей пять уровней техникоорганизационных мер, направленных на предотвращение возникновения аварийных ситуаций и ослабление последствий аварий.
Принцип глубокоэшелонированной защиты основан на применении системы физических (конструктивных) барьеров на пути
распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду.

1 Другие виды опасностей, свойственные большинству энергетических, производственных предприятий, такие как разрывы трубопроводов, отказы оборудования, пожары, на АС тоже существуют. Защита от них регламентируется
правилами Гостехнадзора, если такие события не могут иметь радиационных
последствий. При анализе безопасности АС отмеченные виды опасностей рассматривают как исходные события, могущие привести к радиационным авариям.

9

Таковыми в энергетических реакторах являются топливная матрица, герметичная оболочка твэла, границы контура циркуляции теплоносителя, герметическое ограждение реакторной установки и
биологическая защита. Два последних физических барьера препятствуют распространению радиоактивных веществ и излучений в
окружающую среду в количествах, превышающих установленные
пределы, в условиях повреждения других физических барьеров.
Система вложенных один в другой физических барьеров, расположенных на пути распространения радиоактивных веществ в
окружающую среду, обеспечивает надежность защиты персонала,
населения, окружающей среды от возможного радиационного воздействия в случае аварий. При нормальной эксплуатации АС все
физические барьеры должны быть работоспособны, а меры по их
защите в случае отклонений от нормальной эксплуатации, возникновения аварийных ситуаций и аварии должны находиться в состоянии готовности. Меры защиты включают надежное функционирование системы управления нормальной эксплуатацией, срабатывание предупредительной и аварийной защиты, работу СБ, инициированную сигналами, диагностирующими превышение пределов
безопасности.
Сохранение работоспособности физических барьеров в значительной мере определяется надежностью теплоотвода, обеспечиваемого контуром теплоносителя. При отказе теплоотвода может
быть нарушена работоспособность топливной матрицы, оболочки
твэла за счет аккумулированной в матрице теплоты, остаточного
тепловыделения, поэтому анализ теплогидравлических процессов
является важной составной частью деятельности, направленной на
достижение безопасности АС.
Анализ
теплогидравлических
процессов,
обеспечивающих
нормальный теплоотвод от твэлов и пэлов активной зоны в условиях нормальной эксплуатации (при стационарных и переходных
режимах) в течение кампании активной зоны выполняется с учетом
случайных отклонений параметров активной зоны от нормальных
значений, обусловленных технологическими погрешностями и
условиями эксплуатации РУ в целом. Если анализы подтверждают
работоспособность физических барьеров, говорят, что активная
зона технологически надежна.

10