Результаты расчета международной тестовой задачи
V1000CT-2 с разрывом паропровода парогенератора на реакторной установке с ВВЭР-1000 с помощью программного комплекса КОРСАР/ГП
,
«ГИДРОПРЕСС», г. Подольск
Е-mail: alechin@grpress.podolsk.ru
Введение
Для проектирования и обоснования безопасности реакторных установок требуется компьютерное моделирование физических процессов. С этой целью были созданы, а также создаются и развиваются множество программных средств. Каждое из них охватывает некоторую область реакторных расчетов, например: анализ напряженно-деформированного состояния твердых тел (тепловыделяющих сборок, элементов реактора), нейтронно-физический расчет активной зоны (АЗ), моделирование термомеханики ТВЭЛов. В настоящей работе для проведения расчета тестового режима использовался программный комплекс (ПК) КОРСАР/ГП [1], ориентированный, главным образом, для расчета нестационарных теплогидравлических и нейтронно-физических процессов в реакторных установках с реакторами водоводяного типа (ВВЭР).
В России и за рубежом существует множество аналогичных программных средств. В целях подтверждения их работоспособности, выявления «слабых мест» и ошибок, оценки погрешностей расчетов, определения границ области корректного применения необходимо решение тестовых задач.
Работа посвящена решению международной тестовой задачи V1000CT-2 (2-я задача, 2-ой сценарий) с разрывом паропровода на 6-ом энергоблоке АЭС Козлодуй (Болгария) с реактором ВВЭР-1000 [2-4]. С принятыми в задаче консервативными допущениями процессы характеризуются большой асимметрией параметров в активной зоне и повторной критичностью после срабатывания аварийной защиты. Поскольку экспериментальные данные по рассматриваемому режиму отсутствуют, сравниваются результаты, полученные с помощью различных программных средств в различных организациях и странах [5].
Краткое описание ПК КОРСАР/ГП
ПК КОРСАР/ГП разработан в НИТИ им. Александрова (г. Сосновый бор) с включением некоторых модулей, разработанных в ОКБ «Гидропресс» (модели термомеханики ТВЭЛа – ТВЭЛ-3 – и перемешивания в напорной камере реактора – КАМЕРА). Его теплогидравлический блок представлен одномерными расчетами на основе двухжидкостной полностью неравновесной модели с равными давлениями фаз. Нейтронное поле рассчитывается в трехмерном диффузионном двухгрупповом приближении с 6-ю группами запаздывающих нейтронов.
Распределение нейтронов в активной зоне зависит от ее параметров, таких как температура теплоносителя и топлива, концентрация поглотителя в теплоносителе (борной кислоты в воде), плотность теплоносителя, которые называются параметрами обратных связей. Их изменение приводит к изменению нейтронного поля, а вслед за ним и поля энерговыделения, что в свою очередь влияет на параметры обратных связей (не обязательно на все). Поэтому при сильном различии значений параметров обратных связей в активной зоне возникает значительная асимметрия нейтронного поля и поля энерговыделения. Часть тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны имеют малое энерговыделение, а часть – большое. В последних могут реализоваться условия, приводящие к повреждению твэлов.
Краткое описание международной тестовой задачи V1000CT-2
Теплоотвод от активной зоны осуществляется теплоносителем первого контура. Первый контур реакторной установки замкнут. Он состоит из реактора, компенсатора давления, 4-х парогенераторов и главного циркуляционного трубопровода (4 петли). В парогенераторах теплоноситель первого контура передает тепло воде второго контура, которая вскипает и по паропроводам направляется в турбину. Движение воды первого контура происходит под действием 4-х главных циркуляционных насосов (ГЦН).
Исходным событием рассматриваемой задачи является гильотинный разрыв паропровода 4-ой петли в неотключаемой части при работе реакторной установки на мощности 100 % от номинальной (3000 МВт). Вся вода второго контура в аварийном парогенераторе выкипает и устремляется в разрыв. Номинальное давление в парогенераторе около 6,3 МПа. При разрыве паропровода оно быстро падает до атмосферного. При этом возникает интенсивное кипение и ускоренный теплоотвод от первого контура ко второму. Теплоноситель первого контура аварийной петли захолаживается (примерно на 80 K) и, частично перемешавшись с теплоносителем других петель, поступает в активную зону. Из-за неполного перемешивания теплоносителя в активной зоне образуется сектор с «холодным» теплоносителем, т. е. большая асимметрия свойства, от которого зависит распределение нейтронов. В результате расхолаживания теплоносителя вследствие действия обратных связей по плотности теплоносителя происходит несимметричное увеличение энерговыделения в активной зоне. Причем эффективности аварийной защиты не хватает для компенсации освобождаемой при расхолаживании реактивности. Наиболее высокий рост энерговыделения происходит в «холодном» секторе активной зоны.
Чтобы ярче проявить возникающие физические процессы, в задаче приняты консервативные допущения:
- не отключается главный циркуляционный насос аварийной петли;
- эффективность аварийной защиты снижена до 3,5 % (почти вдвое);
- в секторе с «холодным» теплоносителем принимается застревание двух стержней защиты.
В задаче принимаются граничные условия по расходу, давлению и температуре теплоносителя на входе в реактор и выходе из него.
Нодализационная схема
Для решения теплогидравлических задач в ПК КОРСАР/ГП необходимо построить нодализационную схему, т. е. представить реальную гидравлическую схему в виде простых расчетных элементов. Главный элемент называется каналом. Он содержит в себе ячейки. Чем больше в нодализационной схеме ячеек, тем более подробно (но не обязательно корректно) она описывает реальную установку и тем дольше длится расчет.
Перед поступлением в активную зону реактора, теплоноситель из 4-х петель попадает в опускной и подъемный участок напорной камеры, где частично перемешивается. Опускной участок имеет форму кольца с вертикальной осью диаметром около 4 м и длиной около 7 м. В нем теплоноситель опускается и поступает в подъемный участок, расположенный под активной зоной. В рассматриваемой задаче большое значение имеет процесс перемешивания теплоносителя в камерах реактора, т. е. в напорной камере и в сборной камере, расположенной над активной зоной. Именно из-за того, что теплоноситель частично перемешивается в камерах реактора, в активной зоне и наблюдается большая асимметрия свойств и локальный всплеск мощности. Возникает потребность смоделировать «трехмерный» процесс перемешивания одномерным расчетным кодом. Для этой цели важно правильно составить нодализационную схему и испытать ее на различных тестах.
Решение данной задачи проводилось с помощью разных вариантов теплогидравлической нодализационной схемы.
Напорная камера моделировалась двумя способами: связанными между собой каналами (741 ячейка) и специальным элементом «Камера».
По экспериментальным данным с действующих установок с ВВЭР-1000 при работе четырех ГЦН [6, 7] установлено, что в условиях различия температуры теплоносителя во входных патрубках реактора ее распределение на входе в активную зону примерно происходит в виде секторов. При этом возможно закручивание потоков теплоносителя в напорной камере вдоль вертикальной оси относительно ожидаемого распределения температур на входе в активную зону (на 6-ом блоке АЭС «Козлодуй» примерно 15° против часовой стрелки при виде сверху). Смещение секторов в активной зоне может быть смоделировано в ПК КОРСАР/ГП только с помощью дополнительных элементов (не соответствующих реальной установке) на основе экспериментальных данных. Схема с так называемой закруткой потока, согласованная с экспериментом, также рассматривалась в рамках данной работы.
После активной зоны теплоноситель попадает в сборную камеру, откуда попадает в 4 выходных патрубка реактора и далее по трубам в ПГ. Для сборной камеры рассматривались также две нодализационные схемы с большим (903) и малым (137) числом ячеек (обозначаются соответственно сложной и простой схемой сборной камеры).
Рассмотренные в работе варианты расчета представлены в таблице 1. За конечный принимается вариант 4.
Таблица 1 – Варианты теплогидравлической нодализационной схемы
Вариант | Элемент «Камера» | Закрутка потока | Схема сборной камеры |
1 | используется | без закрутки | простая |
2 | не используется | без закрутки | простая |
3 | не используется | без закрутки | сложная |
4 | не используется | с закруткой | сложная |
Результаты расчета
Результаты расчета по ПК КОРСАР/ГП сравниваются между собой (разные варианты схемы) и с результатами, полученными по другим кодам, а именно RELAP3D/PARCS-Pisa, DYN3D/ATHLET-FZD, HEXTRAN/SMABRE-VTT и ТРАП-КС (совместная разработка НИТИ им. Александрова и ОКБ «Гидропресс»).
Результаты расчетов приведены на рисунках 1-8.
Через 0,36 с после разрыва паропровода срабатывает аварийная защита, все стержни управления и защиты, кроме застрявших, опускаются вниз за 4 с. Мощность резко падает от 100 до 15 % (рисунок 1). Затем, вследствие захолаживания аварийной петли (рисунок 2) и поступления в зону холодного теплоносителя в виде сектора (рисунок 3, изображено горизонтальное сечение активной зоны), реактор повторно становится критическим, и мощность растет до 40…60 % по разным оценкам (4…70 с). После того, как весь теплоноситель второго контура в аварийном парогенераторе выкипит, в нем практически полностью прекращается теплоотвод. Теплоноситель первого контура аварийной петли снова нагревается, что приводит к снижению мощности реактора после 70 с из-за действия обратных связей по плотности теплоносителя.
Рисунок 1 – Относительная тепловая мощность | Рисунок 2 – Температура теплоносителя на входе в реактор (граничные условия) |
Рисунок 3 – Температура воды на входе в активную зону в момент достижения максимальной мощности (вар. 4)
Графики, полученные по разным кодам, имеют значительный разброс в оценке максимума мощности. Отклонения могут быть вызваны использованием различных библиотек нейтронно-физических характеристик и моделей перемешивания теплоносителя в реакторе. Однако принципиальная картина во всех расчетах одинаковая.
На рисунке 4 построен покассетный график относительного энерговыделения в тепловыделяющих сборках (относительно среднего по активной зоне энерговыделения в ТВС) в момент достижения максимума мощности. Нумерация ТВС принята в соответствии с рисунком 3, т. е. слева направо и сверху вниз по картограмме. Энерговыделение по КОРСАР/ГП завышено по сравнению с другими кодами в ТВС, расположенных на нижней границе холодного сектора (рисунок 3). Это может быть связано с тем, что в расчете учитывалась закрутка потока. Закрутка способствует смещению «холодного» сектора против часовой стрелки примерно на 15°. Поэтому в ТВС, расположенных на нижней границе сектора без закрутки, в варианте с закруткой попадает более холодный теплоноситель, что способствует увеличению энерговыделения. Возможно, при расчете по другим кодам закрутка потока не учитывалась. Результаты вариантов расчета без закрутки (1-3) лучше согласуются с результатами по другим кодам на этом графике в области граничных ТВС.
Рисунок 4 – Относительное энерговыделение в ТВС в момент достижения максимальной мощности | Рисунок 5 – Аксиальный профиль энерговыделения в ТВС № 117 в момент времени 200 с |
Рисунок 6 – Модуль разницы температуры теплоносителя на входе в АЗ между вариантами расчета с элементом «Камера» (вар. 1) и без (вар. 2) при t = 65 c
На рисунок 5 изображен аксиальный профиль энерговыделения в ТВС № 117 в момент времени 200 с (профиль нормирован на единицу). Результаты по разным кодам удовлетворительно согласуются между собой.
Далее выявим различия в результатах, полученных в разных вариантах расчета.
На рисунке 6 построена картограмма из модулей разностей температур теплоносителя на входе в активную зону, полученных в вариантах расчета с использованием элемента «Камера» и без него (1 и 2). При анализе этой картограммы и других результатов можно отметить два наблюдения:
1) есть различия в полученных границах сектора. Секторы в двух вариантах повернуты друг относительно друга примерно на 5º;
2) есть различия в резкости границ секторов на периферии активной зоны. В варианте без использования элемента «Камера» границы сектора более резкие.
Сравнение показывает, что использование различных нодализационных схем и предположений может внести значительный разброс в определении температуры на входе в отдельные ТВС в задачах, где важную роль играет процесс перемешивания. Нодализационные схемы для этих задач должны подстраиваться с учетом проведенных экспериментов (вариант 4) или выбираться таким образом, чтобы обеспечить консервативность полученных результатов в анализах безопасности.
На рисунке 7 построен график температуры на выходе из реактора в 1-ой петле, расположенной ближе к 4-ой, полученный в вариантах расчета с закруткой и без (3 и 4). При закрутке сектор поворачивается от 4-ой к 1-ой петле (рисунок 3). Разница температур между двумя вариантами составляет до 4,5 K. В задаче были использованы граничные условия на входе реактора и выходе из него, поэтому нельзя численно проанализировать, как закрутка отразится на параметрах в полной задаче с моделированием всего первого контура. Однако можно получить качественное представление. При закрутке холодный теплоноситель из 4-ой петли распространяется по другим петлям в порядке против часовой стрелки (в сторону закрутки). Это дополнительный процесс перемешивания, который приводит к более быстрому размешиванию теплоносителя в петлях первого контура и в активной зоне. Моделирование закрутки потока теплоносителя в напорной камере позволяет получить результаты расчета наиболее приближенные к результатам экспериментов. Но для настройки модели закрутки необходимо наличие достоверных экспериментальных данных. Для проведения консервативных расчетов закрутка может не учитываться, т. к. в этом случае имеет место наиболее медленное межпетлевое перемешивание теплоносителя в реакторе.
Сопоставление результатов расчета по изменению схемы расчета сборной камеры реактора приведено на рисунке 8 (отклонения по температуре теплоносителя на выходе из петли № 4 не превышают в ходе аварии 2 K).
Рисунок 7 – Температура теплоносителя на выходе из реактора в 1-й петле с закруткой потока и без | Рисунок 8 – Температура теплоносителя на выходе из реактора в 4-й петле в вариантах с простой и сложной схемами сборной камеры |
В расчетах для обоснования безопасности желательно пользоваться более сложной разветвленной схемой сборной камеры реактора, применимость которой должна быть проверена на основе различных экспериментов путем сопоставления расчетных и экспериментальных данных.
Заключение
В работе приведено решение международной тестовой задачи V1000CT-2 о разрыве паропровода на 6-ом энергоблоке АЭС Козлодуй с помощью ПК КОРСАР/ГП. Составлена и налажена нодализационная схема реактора ВВЭР-1000.
Результаты, полученные с помощью КОРСАР/ГП, удовлетворительно согласуются с результатами, полученными с применением других программных средств. С одной стороны можно утверждать, что КОРСАР/ГП качественно правильно моделирует процесс перемешивания теплоносителя в камерах реактора и рассчитывает поле нейтронов в условиях повторной критичности и сильной асимметрии нейтронно-физических свойств в активной зоне.
С другой стороны разброс результатов указывает на значительную неопределенность результатов таких расчетов.
Разброс результатов, полученных по различным кодам, вероятно, связан с различием нейтронно-физических характеристик активной зоны, принятых для разных расчетов, и моделей перемешивания в камерах реактора.
Список литературы
1 Программный комплекс КОРСАР/ГП, аттестационный паспорт программного средства № 263 от 01.01.2001, НТЦ ЯРБ.
2 Kolev N., Petrov N., Donov J., Angelova D., Aniel S., Royer E., Ivanov B., Ivanov K., Lukanov E., Dinkov Y., Popov D., Nikonov S. VVER-1000 Coolant Transient Benchmark PHASE 2 (V1000CT-2), Vol. II: MSLB Problem – Final Specifications, OECD Nuclear Energy Agency, 2006.
3 Kolev N., Aniel S., Royer E., Bieder U., Popov D., Topalov Ts. VVER-1000 Coolant Transient Benchmark (V1000CT), Volume II: Specifications of the VVER-1000 Vessel Mixing Problems, OECD Nuclear Energy Agency, 2004.
4 Ivanov B., Ivanov K., Groudev P., Pavlova M., Hadjiev V. VVER-1000 COOLANT TRANSIENT BENCHMARK – PHASE 1 (V1000CT-1), Volume I: Final Specifications (Revision 4), OECD Nuclear Energy Agency, 2004.
5 Kolev N. P., Donov J., Spasov I., Royer E., Hoehne T.. Summary of the OECD VVER-1000 MSLB benchmark results. AER WGD meeting, Garching, March 31-April 1, 2008.
6 Алехин Г.В., Мальцев Е.Ю., Подшибякин А.К., Зайцев С.И., Воронков А.В., Филь Н.С., Труды международной конференции. Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР. ТЕПЛОФИЗИКА-98. Обнинск, 26-29 мая. «Исследование межпетлевого перемешивания реактора типа ВВЭР». ОКБ «Гидропресс», г. Подольск, Россия.
7 , Крайко поле в теплоносителе на входе в активную зону ВВЭР-440 // Атомная энергия. – 1982. – Т. 52, вып. 5.
