Список литературы
1.Александров А.А. 1998. Система уравнений IAPWS-IF97 для вычисления термодинамических свойств воды и водяного пара в промышленных расчетах. Часть 1. Теплоэнергетика. №9, 69-77. Часть 2. Теплоэнергетика. №10. 64-72.
2.Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. 2004. Ядерные реакторы на воде сверхкритического давления. Атомная энергия. 96. Вып.5. 374380.
3.Bishop A.A., Sandberg R.O., Tong L.S. 1964. Forced Convection Heat Transfer to Water at near-Critical Temperatures and Supercritical Pressures. Report WCAP-2056. Part IV. Nov.
4.Bushby S.J. et all. 2000. Conceptual Designs for Advanced, High Temperature CANDU Reactors. Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 103. 29 - 36.
5.Дядякин Б.В., Попов А.С. 1977. Теплоотдача и гидравлическое сопротивление тесного семистержневого пучка, охлаждаемого потоком воды при закритических параметрах состояния. Труды Всесоюзного Теплотехнического НИИ. № 11. 244253.
6.Грабежная В.А., Кириллов П.Л. 2003. О расчетах теплообмена в трубах и пучках стержней при течении вода сверхкритического давления. Цнииатоминформ. Обзор ФЭИ0297.
7.Heusener G., Muller, Schulenberg T., Squarer D. A 2000. European Development Program for a High Performance Light Water Reactor (HPLWR). Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 102. 23 - 28.
8.Кириллов П.Л., Колосов А.А, Петрова Э.А., Смирнов А.М., Судницын О.А. 1986. Распределение температуры в турбулентном потоке воды при сверхкритических давлениях (круглая труба). Обнинск. Препринт ФЭИ-1766.
9.Кириллов П.Л. 2001. Сверхкритические параметры – будущее реакторов с водным теплоносителем и АЭС. Атомная техника за рубежом. №6. 3-8.
10.Кириллов П.Л., Ложкин В.В. Смирнов А.М. 2003.Исследование границ ухудшенных режимов канала при сверхкритических давлениях. Обнинск. Препринт ФЭИ-2988.
11.Кириллов П.Л., Опанасенко А.Н., Пометько Р.С., Шелегов А.С. Экспериментальное исследование теплообмена на пучке стержней при сверхкритических параметрах фреона 12. Обнинск. Препринт ФЭИ-3075. 2006
12.Marcoczy G. 1972. Konvektive Warmeubertragung in langsangestromten Stabbundeln bei turbulenter Stromung. – Warmeund Stroffubertrag. Bd.5. №4. 204-212.
13.Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. 1988. Обнинск. РТМ 1604.008-88.
14.Oka Y, Koshizuka S. 2000. Design Concept of Once-Through Cycle Supercritical Pressure Light Water Cooled Reactors. Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 101. 1 - 22.
15.Oka Y. 2000. Review High Temperature Water and Steam Cooled Reactor Concept. Proceeding of the First International Symposium on Supercritical Water-Cooled Reactors, Design and Technology. Nov. 6-9. Tokyo, Japan. Rep. 104. 37 - 57.
16.Петухов Б.С., Поляков А.Ф. 1986. Теплообмен при смешанной турбулентной конвекции. Москва. Наука.
17.Поляков А.Ф. 1975. О механизме и границах возникновения режимов с ухудшенной теплоотдачей при сверхкритическом давлении теплоносителя. Теплофизика высоких температур. 13. № 6. 1210 - 1219.
141
18.Silin V.A. VoznesenskyV.A., Afrov A.M. 1993. The Light Water Integral Reactor with Natural Circulation of the Coolant at Supercritical Pressure B-500. Nucl. Eng. Design. 44.
327- 336.
19.Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., и др. 1975. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. Москва. Атомиздат.
20.Субботин В.И., Габрианович Б.Н., Шейнина А.В. 1975. Гидравлические сопротивления при продольном обтекании пучков гладких и оребренных стержней. Атомная энергия. 33. №5. 889.
21.Ушаков П.А. Жуков А.В., Титов П.А. 1974. Обобщение экспериментальных данных по теплоотдаче к воде в шахматных пучках стержней. Обнинск. Препринт ФЭИ-
22.Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. 1980. Влияние деформации решетки на температурные поля и теплоотдачу твэлов быстрого реактора. Обнинск. Препринт ФЭИ-979.
23.Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. 1984. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов. Атомная энергия.
51.307-312.
142
МЕТОДИКА И НЕКОТОРЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ТЕМПЕРАТУРЫ ОБОЛОЧКИ ТВЭЛ ПРИ СВЕРХКРИТИЧЕСКИХ ПАРАМАТРАХ ВОДЫ В РУ ВВЭР СКД
Р.М. Следков, И.Ю. Галкин
ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск
АННОТАЦИЯ
Встратегическом документе Минатома России «Облик атомной науки в ХХ1 веке»
реакторные установки на сверхкритических параметрах (давление теплоносителя более 22,064 МПа, температура теплоносителя более 374оС) отнесены к перспективным. В отечественной литературе реактор, работающий на сверхкритических параметрах имеет название корпусной или канальный водоохлаждаемый реактор со сверхкритическим давлением (СКД), в зарубежной SCWR или SCWCR.
Их основное назначение – замена действующих водоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах со сравнительно низким КПД (30-33%). Эту задачу должен решать ВВЭР СКД с тепловым (промежуточным) спектром нейтронов и с более высоким КПД.
Настоящей работе предшествовал анализ материалов российских и зарубежных авторов по расчету коэффициентов теплоотдачи (КТО) и КГС в каналах со сверхкритическим теплоносителем. Выбрано соотношение (корреляция) Кириллова для расчета КТО, охватывающее области нормального и ухудшенного теплообмена, рекомендована также для использования в расчетах КТО корреляция Дядякина, описывающая теплообмен в коротких пучках стержней. Для расчета КГС также была выбрана соответствующая поправка (на сверхкритичность) из материалов под редакцией Кириллова. Были разработаны концептуальные варианты РУ СКД для дальнейшего рассмотрения.
Внастоящей работе описана методика расчета одного из этих вариантов (одноконтурная РУ СКД ВВЭР с однозаходным движением теплоносителя в пучках твэл ТВС активной зоны) и дано заключение по результатам расчета по указанной методике.
ОБЩАЯ ЧАСТЬ
Выполнен теплогидравлический расчет для стационарного режима нормальной эксплуатации реакторной установки на номинальной мощности 3000 МВт. Расчет проводился для одноконтурной РУ ВВЭР СКД с однозаходным движением теплоносителя в пучках твэл ТВС активной зоны. Объектом теплогидравлического расчета являлась РУ, в состав которой входят: ТВС активной зоны с органами регулирования, ВКУ и корпус, включая входные и выходные патрубки.
Целью теплогидравлического расчета являлось определение теплогидравлических характеристик рассматриваемой реакторной установки в стационарном режиме работы на номинальной мощности РУ без учета отклонений мощности и теплогидравлических параметров теплоносителя первого контура, обусловленных погрешностью систем регулирования и измерений, а также отложений на твэл.
РУ ВВЭР СКД предназначена для выработки и подачи пара со сверхкритическими параметрами на турбогенераторную установку блока АЭС.
Активная зона состоит из 241 ТВС, в которых, в соответствии с картограммой активной зоны, могут быть размещены до 109 ОР СУЗ. Питательная вода поступает во входные патрубки РУ и далее на вход в активную зону. Пар, получаемый за счет
143
передачи от твэл к питательной воде (теплоносителю) тепловой энергии, выделяемой при реакции деления ядерного топлива в активной зоне реактора, передается от РУ к турбогенератору напрямую.
В НК СУЗ всех ТВС движение теплоносителя опускное во всех каналах, а в «водяных» элементах и пучке твэлов подъемное. В ТВС находятся 19 НК СУЗ и 12 «водяных» элементов (теплоизолированных).
Питательная вода (теплоноситель) поступает во входной патрубок РУ. Далее расход теплоносителя распределяется следующим образом: 60 % от общего расхода теплоносителя через реактор направляется в нижнюю камеру реактора и далее распределяется по всем ТВС (восходящий поток теплоносителя в ТВС), а 40% от общего расхода теплоносителя через реактор направляется в верхнюю часть реактора и далее в НК СУЗ каждой ТВС (нисходящий поток теплоносителя в ТВС). Указанные потоки (восходящий и нисходящий) смешиваются в хвостовике ТВС. Далее теплоноситель поднимется и проходит через пучок твэл и ВЭ. Поток теплоносителя на выходе из ВЭ (2,8 м от верхнего торца нижней решетки) смешивается с теплоносителем в пучке твэл, теплоноситель поступает через перфорацию БЗТ в зону смешения потоков от всех ТВС и далее выходит в выходной патрубок реактора.
Основные конструктивно-геометрические характеристики РУ представлены в таблице 1 и на рисунке 1.
Таблица 1
Основные конструктивно-геометрические и гидравлические характеристики активной зоны реактора
Наименование параметра |
Значение |
|
|
Количество входных (выходных) патрубков, шт. |
3 |
|
|
Количество ТВС в активной зоне, шт |
241 |
|
|
Количество ТВС с ОР СУЗ, шт |
109 |
|
|
Размер “под ключ” ТВС, м |
0,234 |
|
|
Количество твэл в ТВС, шт |
252 |
|
|
Шаг решетки твэлов в ТВС, м |
0,0107 |
|
|
Длина ТВС, м |
5,16 |
|
|
Длина тепловыделяющей части твэл, м |
4,20 |
|
|
Длина хвостовика ТВС, м |
0,182 |
|
|
Длина головки ТВС, м |
0,778 |
|
|
Диаметр оболочки твэла, м: |
|
- наружный; |
9,1 10-3 |
- внутренний. |
7,73 10-3 |
Диаметр топливной таблетки, м: |
|
- наружный; |
7,57 10-3 |
- внутренний. |
1,4 10-3 |
Длина трубы ВЭ, м |
2,8 |
|
|
144
Рис.1. Одноконтурная РУ ВВЭР СКД (однозаходный вариант)
Параметры реакторной установки в номинальном режиме представлены в таблице 2.
145