Светлин Филипов1 Ключови думи: борно разреждане, проектна авария,,cfd резюме



Дата08.06.2018
Размер85.53 Kb.
    Навигация по данной странице:
  • assessment
Разпределение на концентрацията на борна киселина от обратен поток на топлоносителя при теч от първи към втори контур
Светлин Филипов1

Ключови думи: борно разреждане, проектна авария, ,CFD
РЕЗЮМЕ
Представени са резултатите от CFD анализ на разпространението на борна киселина на вход на активната зона при възникване на обратен поток на топлоносител от втори към първи контур, следствие от авария с теч от първи към втори контур. Анализирана авария е включена в списъка с проектни аварии, а спецификата на протичане на аварията изисква по-точен подход при анализиране на феномена, свързан с възможността за постъпване на топлоносител с ниска концентрация на борна киселина. В разработката е акцентирано върху приложението на CFD при решаване на проблема. Анализирането на протичането на сценария е направено предварително и за целите на анализа получени входни данни като разход, концентрации и температура на вход на реактора. Изследвано е смесването на топлоносителя до вход на активната зона.
assessment of BORON ACID distribution from reverSed flow at PRISE loca
Svetlin Philipov
Key words: boron dilution, design basis accident, CFD

ABSTRACT
The results of the CFD analysis of the distribution of boric acid on the entrance of the core in case of reverse flow of coolant from the second to the primary circuit, as result of an PRISE. Analyzed accident is included in the list of design basis accidents and specificity of the course of the accident requires precise approach in analyzing the phenomena associated with the possibility of appearance of coolant with low concentration of boric acid. The paper is emphasized on the application of CFD to solve the problem. Analyzing the accident is done in advance for the purpose of analysis with the help of system code RELAP, the input data as flow rate, concentration and temperature at the inlet of the reactor. Boron mixing is analyzed to the core inlet.

Тук са представени резултати от проведен анализ на борно разреждане в първи контур вследствие обратен поток от парогенератора в случай на разкъсване на топлообменни тръбички за 5-ти и 6-ти блок на АЕЦ “Козлодуй”. Основната цел на изследването е да се оцени поведението на реакторната инсталация за сценарий „Разкъсване на множество тръбички на ПГ с еквивалентен диаметър Ду100” с отчитане на операторските действия по понижаване на налягането в първи контур за целия период на разхлаждане. По този начин се отчита не само проявата на самия феномен, но се и прави оценка на действията, които са предвидени в СОАИ. Съгласно документ на МААЕ „Accident analyses for nuclear power plants with pressurized water reactors”, Safety Report Series № 30, IАЕА, Viеnna, 2003, анализът на „Разкъсване на множество тръбички на ПГ с еквивалентен диаметър Ду 100” трябва да съдържа оценка смесването на топлоносителя на вход на активната зона, което се показва със средствата на изчислителната механика на флуидите.:

Авариите с въвеждане на реактивност (RIA – reactivity initiated accidents) се разделят условно на няколко вида, като



  • авария вследствие на разрушаване на приводите на управляващ орган с последващо бързо изтласкване (изстрелване) на ОР на СУЗ (аварията е съчетана с теч),

  • авария вследствие на неконтролирано движение на управляващ орган (група органи) при подкритичен реактор или на мощност,

  • авария вследствие на неправилно включване на студен охлаждащ кръг към първи контур

  • авария с освобождаване на реактивност от активната зона на реактора, вследствие на понижаване на концентрацията на поглътител в топлоносителя.

Предмет на настоящата разработка е авария с въвеждане на реактивност вследствие понижаване на концентрацията на бора в топлоносителя в първи контур, наричана накратко авария с борно разреждане. В условията на междусистемен теч от първи към втори контур, съществуват условия, при които налягането в първи контур се понижава до нива по-ниски от това на втори контур, съответно на налягането в дефектиралия парогенератор. Тази разлика в наляганията формира поток от топлоносител от втори към първи контур през мястото на теча. Този поток е със значително по-ниска или нулева концентрация на борна киселина. Това количество вода се транспортира към активната зона на реактора и в случаите, когато е налице неизолиране на дефектиралия парогенератор по подхранваща вода е възможно създаването на условия, които значително да застрашат пределите на безопасност. Най-общо авариите с борно разреждане зависят основно от:

  • Обособяването на обем небориран топлоносител;

  • Процес на смесване на чистия кондензат с топлоносителя от първи контур в процеса на транспортирането му към активната зона;

  • Степен на повишаване на мощността на реактора, в следствие на преминаването на ниско бориран топлоносител през активната зона.

Предварителният анализ на аварийния сценарий с код RELAP има за цел да установи параметрите, при които се намира реакторната инсталация. В резултат на протичане на аварията, в обема на парогенератора ще се установи количество вода, което ще е смес от топлоносител от първи контур и котлова вода. В процеса на разхлаждане на реакторната инсталация налягането в първи контур намалява и при стойности, по-ниски от налягането във втори контур започва навлизане на топлоносител от авариралия парогенератор. В така определения момент кода RELAP определя концентрацията на борна киселина в обема на авариралия парогенератор и първи контур. Определя се и количеството вода, което постъпва към първи контур. Тези параметри са начална информация на анализ на смесването с помощта на CFD код. Граничните условия, които се налагат се съобразяват с изискванията на съответния код и данните от RELAP.

Поради факта, че при CFD моделирането, геометрията е от решаващо значение, е направен анализ на разположението на оборудването и геометричното взаимодействие между елементите. В процеса на създаване на модела е отчетен и факта, че този модел трябва да е консистентен с нодализацията, която се използва в предходния етап от анализа и поради тази причина и за яснота е създадена Фигура 1, която отразява основните геометрични взаимодействия и разположение на елементите на реактора. Обектът на изследване е корпусът на реактор тип ВВЕР-1000 В320. В геометричният модел е предвидено представянето на входните участъци на щуцерите на корпуса, корпус на реактора и долна смесителна камера с моделиране на участъка от опорните чашки до вход на касетите от активната зона.



Фигура 1 Геометричен модел - изометрия

Извършеното изследване е направено със специфични данни за обекта на изследване, а именно ВВЕР-1000, В320, АЕЦ”Козлодуй”. Поради факта, че CFD анализът е пряко зависим от точната геометрия на обекта на изследване, то са използвани точните характеристиките на геометричния обект, с който е съобразен изчислителния модел. ВВЕР-1000 е четирикръгова ЯППИ със 163 хексагонални касети от отворен тип. Местоположението на входящите и изходящите щуцери на корпуса на реактора не са равномерно разположени, а са изместени като формират конкретни стойности на ъглите между тях. Топлоносителят навлиза в низходящия участък на корпуса след студените щуцери като се насочва надолу към перфорираното дъно на шахтата, която е фиксирана към корпуса на реактора. В низходящия участък са разположени и дистанциониращите фиксатори, които са отразени и в геометричния модел. Перфорираното дъно на шахтата съдържа и опорите на чашките на касетите, които в по-голямата си част са цилиндрични и с наличие на проходящ участък за преминаване на топлоносителя през опашката на касетата.

Фигура 2 Основни геометрични размери на корпуса на реактора

Шахтата на реактора има цилиндрична форма като в дъното си тя е елипсоидна и представлява както опора за чашките на касетите, така и осигурява преминаването на топлоносител през множеството отвори в нея. В шахтата има 1344 отвора с размер ø40mm, които осигуряват разпределение на потока топлоносител след обръщането на потока и преди да се разпредели между каналите на отделните касети. Разположени са и 163 поддържащи структури – чашки на касетите. Тези опори имат външен диаметър 194 mm и дебелина на стената 12 mm. В горната си част опорите на касетите са фиксирани от опорната плоча, която има хексагонални отвори с брой, равен на броя на касетите, където се фиксират опашките на касетите.

Геометричният модел за настоящото изследване обхваща корпуса на реактора и входящите щуцери до вход на активната зона. Схематично анализираният обем е представен на Фигура 3. Елементите, които са моделирани са описани по-горе. В настоящия CFD анализ (а това е обичайна практика при CFD анализите) е моделирано пространството, което е на разположение на топлоносителя в разгледаната област. Обект на изследване е корпусът на реактор тип ВВЕР-1000 В320. В геометричния модел е предвидено представянето на входните участъци на щуцерите на корпуса, корпус на реактора и долна смесителна камера с моделиране на участъка от опорните чашки до вход на касетите от активната зона. Движението на топлоносителя в обема на корпуса се определя от геометрията. Това е причината да се отчита възможно по-детайлно особеностите на спускателния участък в корпуса на реактора. За целта са отчетени и геометрично построени опорите на шахтата на реактора. Поради факта, че геометрията е решаващ фактор за поведението на флуида, то целта е да се моделират възможно повече обекти, които имат влияние върху потоците.


Фигура 3 Обем на моделиране


При геометричното построяване на обекта на изследване са спазени всички стойности на геометричните размери. Долната смесителна камера е геометрично построена с модел на елементите в нея – перфорирано дъно на шахтата, опори на касетите и опорна плоча. Поради факта, че се анализира разпределението на топлоносителя на вход на касетите от активната зона, то в този случай опорната плоча е представена само с отворите, в които става връзката между касетата и опората.

Фигура 4 Изчислителна мрежа – общ вид



  • Общ брой изчислителни елементи: 10 309 040;

  • Средна стойност на критерия за качество на мрежата:0.63;

  • Минимален обем в изчислителния домейн: 2.155601Е-09;

  • Максимален обем в изчислителния домейн: 3.555738Е-05

Развитието на численото моделиране, математическите модели и компютърната архитектура позволяват разработването на техники и методи за структуриране на мрежи от висок клас на точност и сходимост при намалени изчислителни ресурси. Това са т.нар. полиедърни мрежи („polyhedron mesh”). Изчислителният модел с полиедърна мрежа се състои от 4 930 566 изчислителни елемента, което напрактика е корекция спрямо първоначалния вид на модела с около 48%.

В резултат на анализ на развитието на аварийния процес става ясно, че отношение към проблема има определен период от аварията, когато към корпуса на реактора постъпва топлоносител с намалена концентрация на борна киселина. Идентифицирането на този период става с помощта на оценка на наляганията в първи и втори контур. Условия за обратен поток на топлоносител (от парогенератора към реактора) са налични при налягане във втори контур, което е по-високо от това в първи. Този времеви интервал и разликата между двете налягания е показана на Фигура 5.



Фигура 5 Налягания в първи и втори контур в мястото на теча

В резултат на проведеното пресмятане на аварийното събитие с помощта на RELAP е идентифициран периода от аварията, когато е налице обратен поток към първи контур от авариралия парогенератор и концентрацията на борна киселина се изменя на вход на реактора. За тази цел са приведени в табличен вид следните параметри:


  • Разход на топлоносител на вход на реактора за 1-ви,2-ри,3-ти и 4-ти кръг;

  • Температура на топлоносителя на вход на реактора за 1-ви,2-ри,3-ти и 4-ти кръг;

  • Концентрация на борна киселина на вход на реактора за 1-ви,2-ри,3-ти и 4-ти кръг;

Съществена роля за резултантната концентрация на борна киселина и разпределението й в обема на корпуса на реактора до навлизане на вход на касетите, има геометрията на корпуса и динамиката на потоците, които навлизат в реактора. Долната смесителна камера, заедно с дъното на шахтата и областта на смесване преди начало на касетите, осъществяват условия, при които неравномерността на концентрацията от различните кръгове се елиминира. Данните от пресмятането са резултат от конкретен сценарий, който се анализира и резултатите носят „историята на теченията” в корпуса на реактора, която е характерна за развитието на аварийния сценарий.

Фигура 7 Токови линии и сечения по „z” с разпределение на концентрацията


При извършване на пресмятането се извежда информация за концентрацията на борна киселина в топлоносителя на първи контур и температурата на вход на всяка една касета – общо 163 броя. Тази информация е изведена за времевия интервал от 4800.0 s до 5200.0 s от развитието на аварията.

Фигура 8 Общ вид на протичане на процеса на смесване в реактора


Разпределението на концентрацията на борна киселина на вход на активната зона по време на анализирания времеви прозорец от аварията е показано на серия фигури.

Фигура 9 Разпределение на концентрацията на борна киселина (g/kg) на вход на активната зона

[1] VVER-1000 Coolant Transient Benchmark - Phase I (V1000CT-1) Volume 3: Summary Results of Exercise 2 on Coupled 3-D Kinetics/Core Thermal-hydraulics by Boyan D. Ivanov and Kostadin N. Ivanov (Nuclear Engineering Program - The Pennsylvania State University), Sylvie Aniel-Buchheit (Commissariat à l'Énergie Atomique) © OECD 2007

[2] NEA/CSNI/R(2007)13, ASSESSMENT OF COMPUTATIONAL FLUID DYNAMICS (CFD) FOR NUCLEAR REACTOR SAFETY PROBLEMS

[3] TECDOC-1379, Use of computational fluid dynamics codes for safety analysis of nuclear reactor systems.

[4] ANSYS FLUENT, 2011;

[5] Bezrukov Yu. A., S.A. Logvinov, Oleg I. Milenkov, Experimental and numerical study of the boron dilution incident in VVER-1000 reactors, International conference Nuclear energy in Central Europe, Bled, Slovenia, September, 2000

[6] Grunwald G., Thomas Höhne, Horst-Michael Prasser, Investigation of coolant mixing in pressurized water reactors at Rossendorf mixing test facility ROCOM, Nuclear science and technology, EUROATOM,1998

[7] Höhne T., Sören Kliem, Ulrich Rohde, Frank-Peter Weiss; Boron dilution transients during natural circulation flow in PWR—Experiments and CFD simulations, Nuclear Engineering and Design 238 (2008)

[8] Macek J., Schmid J., Muhlbauer P., Vyskocil L., Utilisation of CFD-Type Computer Code FLUENT for Safety Related Purposes of Nuclear Power Plants with VVER Reactors, Technical meeting - 11 - 14 November 2002, Pisa, Italy

[9] Schaffrath, A., Fischer, K., C., Hahm, T., Wussow, T., Validation of the CFD Code FLUENT by post test calculation of ROCOM experiments T6655_21 (TÜV Nord Hamburg, Germany), Technical meeting - 11 - 14 November 2002, Pisa, Italy



[10] Höhne T., CFD Simulation of Thermal-Hydraulic Benchmark V1000CT-2, Science and Technology of Nuclear Installations Volume 2009, Article ID 835162, 7 pages doi:10.1155/2009/835162

1 Светлин Филипов – Риск Инженеринг АД, ул. Вихрен 10, София,1618, тел: (+359 2) 8089419 Svetlin.Philipov@riskeng.bg

Каталог: www.bgns.bg -> web -> pub -> bgns
bgns -> Мусала, бео-мусала, след инцидента "фукушима" Authors: Илия Пенев, Христо Ангелов, Стефан Георгиев, Асен Чорбаджиев
bgns -> Science and Technology Journal of BgNS, vol. 14, No1, june 2010 issn 1310-8727
bgns -> Science and Technology Journal of BgNS,vol. 15, No. 1, June 2011 Title: обща бета-активност на дребни гризачи
bgns -> Nuclear power for the people
bgns -> Science and Technology Journal of bgns, vol. 14, No1, june 2010
bgns -> Програма за ядрени изследвания и дейности за обучение "euratom" към 6-та Рамкова Програма на Европейската Комисия
bgns -> Science and Technology Journal of BgNS, vol. 11, No. 1, June 2007 Title: реакторната дозиметрия – агент на безопасността и сигурността
bgns -> До Министър председателя на Република България
bgns -> Authors: Н. Михайлов, М. Манолова, И. Иванова. Abstract


Поделитесь с Вашими друзьями:


База данных защищена авторским правом ©obuch.info 2019
отнасят до администрацията

    Начална страница