ПРИМЕНЕНИЕ МОДИФИЦИРОВАННОЙ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЙ ПРОЦЕДУРЫ ДЛЯ РАСЧЕТА МОЩНОСТИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ В СМЕШАННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНЕ презентация

АКТИВНОЙ ЗОНЕ

C. Н. Слепцов, Г. В. Кулиш
ЦПАЗ НТК “Ядерный Топливный Цикл” ХФТИ, Харьков, Украина
Y. X. Sung
Westinghouse Electric Company, Pittsburgh, PA, USA

Пятая Международная Научно-Техническая Конференция «Обеспечение Безопасности АЭС с ВВЭР»
29 Мая - 1 Июня 2007 г., г. Подольск, ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Россия

Анализа
Смешанных АЗ:
2.1. Определение эффектов смешанных АЗ, влияющих на коэффициент
запаса до кризиса теплообмена (DNBR – Departure from Nucleate
Boiling Ratio).
2.2. Термогидравлический ячеистый код VIPRE-W.
2.3. Моделирование смешанной АЗ ВВЭР-1000 кодом VIPRE-W.
2.4. ТГ процедура расчета Снижения Мощности Горячего Твэла (СМГТ).

3. Расчет СМГТ для 6-ти топливных сборок компании
Westinghouse (W LTA) в смешанной АЗ ВВЭР-1000 ЮУ АЭС
Блок 3 с российским топливом ТВС-М типа

4. Выводы

несколькими типа Тепловыделяющих Сборок (ТВС):
Loviisa NPP (ВВЭР-440). Поставщик топлива ТВЭЛ (Россия) и BNFL (UK).
Южно-Украинская АЭС Блок 3 (ВВЭР-1000). Поставщик топлива ТВЭЛ
(Россия) и Westinghouse (USA).
Южно-Украинская АЭС Блоки 1 и 2 (ВВЭР-1000). Поставщик топлива
ТВЭЛ (Россия)
Запорожская АЭС (ВВЭР-1000). Поставщик топлива ТВЭЛ (Россия)


Различные типы ТВС имеют разные коэффициенты гидросопротивления (КГС) компонент :
Конструкция хвостовика и головки ТВС.
Дизайн и количество Дистанционирующих Решеток (ДР).
Геометрия твэлов, Направляющих и Инструментальных каналов.
Дополнительные элементы жесткости ТВС.

в смешанной АЗ зоне является одним из составных частей Анализа Безопасности для загрузки топлива и эксплуатации смешанной АЗ.

ТВС с различной величиной КГС вызывают перераспределение потока теплоносителя (т/н) в смешанной АЗ, что может привести к снижению величины запаса до кризиса теплообмена (DNBR) на поверхности твэл
с максимальной величиной энерговыделения («горячий» твэл).

Одним из критериев ТГ проектирования АЗ для реакторов типа ВВЭР
и PWR является требование [1], чтобы минимальный коэффициент
запаса до кризиса теплообмена (DNBR) был выше проектного значения.

Способ реализации выполнения критерия (Westinghouse):
Для известной DNB корреляционной функции – определение величины
дополнительного запаса на проектный DNBR (Design DNBR penalty).
Для неизвестной DNB корреляционной функции – расчет величины
Снижения Мощности «Горячего» Твэла (СМГТ).

на DNBR
В соответствие с требованиями безопасной эксплуатации АЗ реакторов
типа ВВЭР и PWR [2], проектный предел DNBR обязан выполняться для нормальных условий эксплуатации (НУЭ) реакторной установки (РУ), нарушений НУЭ (ННУЭ) и любых исходных событий (ИС), не приводящих к потере теплоносителя первого контура (Non-LOCA transients).
В соответствие с Westinghouse ТГ процедурой, расчет СМГТ выполняется с учетом следующих режимов работы РУ:
1. НУЭ, с повышенной мощностью и потерей теплоносителя.
2. ННУЭ и Non-LOCA переходные процессы с учетом отклонения
температуры теплоносителя выше проектных значений.
3. Возможных аксиальных распределений мощности энерговыделения
в твэле для НУЭ, ННУЭ и проектных аварий (ПА).
4. Неопределенностей в измерении операционных параметров (ОП) РУ,
изготовления топлива и ошибки расчетов.
Расчет локальных параметров теплоносителя и DNBR должен выполняться
ТГ ячеистым кодом (VIPRE-W, КАНАЛ-1000, ВЯЗ-М, SC-1, и др.)

код является модифицированной версией ТГ ячеистого кода
VIPRE-01/MOD02 (C. W. Stewart et al. 1989 [3]).
COBRA → VIPRE-01 (PNNL for EPRI) → VIPRE-W (Westinghouse).
VIPRE используется в ТГ анализе АЗ PWR, BWR и ВВЭР для расчета
безопасных пределов.
VIPRE интегрирован в нейтронно-кинетический код ANC-K (Westinghouse)
VIPRE одобрен АЯР США и рядом Европейских и Азиатских стран.

VIPRE-W – 3D ячеистый код решает систему конечно-разностных
уравнений для законов сохранения:
массы теплоносителя,
энтальпии (энергии),
импульсов потока т/н в аксиальном и поперечном направлениях
во взаимосвязанных параллельных каналах с учетом того, что поток т/н является однородным, несжимаемым и термически расширяемым.

для учета эффектов кипения
переохлажденной жидкости и проскальзывания пара в двухфазном потоке:
модели Levi [4] и Lellouche & Zolotar [5].
VIPRE-W использует Bishop-Sandberg-Tong корреляцию [6] для описания
передачи тепла при пленочном кипении жидкости. Эта корреляция
используется кодом для так называемого «hot spot» анализа твэла при
выбросе ОР СУЗ и заклинивании ротора ГЦН.
VIPRE-W включает модифицированную модель Bergles & Rohsenow [7]
для описания частичного кипения переохлажденной жидкости с учетом
образования на поверхности твэла пористых отложений.
VIPRE-W учитывает влияние ДР на локальную величину DNB с помощью
эмпирического соотношения Yao и др. [8].
VIPRE-W использует уравнение Baker-Just [9] в расчетах баланса тепла в
паро-циркониевой реакции при высоких температурах поверхности твэла.

2. Термогидравлический ячеистый код VIPRE-W (продолжение)

DNB корреляций для ТВС
содержащих ДР с турбулизаторами потока т/н, промежуточные ДР и
обычные ДР. ОКБ (Безруков) DNB корреляция [10] также введена в код.
VIPRE-W автоматически определяет координаты местонахождения
минимума DNBR в 3D массиве ячеек.
VIPRE-W имеет ряд опций итерационного поиска ОП АЗ для заданного
значения DNBR.

Ограничения кода VIPRE - код не позволяет моделировать переходные процессы, связанные с быстрым изменением давления и расхода 2-фазного потока теплоносителя при LOCA авариях.



Детальное описание кода VIPRE можно найти на www.csai.com.

2. Термогидравлический ячеистый код VIPRE-W (продолжение)

кодом VIPRE-W

Используется техника
однопроходного моделирования
АЗ, предложенная Moreno [11]:
- «горячие» каналы,
- «объединенные» каналы,
- слабая чувствительность к Kr
- ошибка DNBR < 1%.

VIPRE-W(продолжение)

Поперечный поток т/н в «объединенных» каналах рассчитывается с
использованием алгоритма Stewart [3], который учитывает изменение
площади «объединенных» каналов и их сопротивление в поперечном
направлении в уравнении поперечного импульса.
Используется модель кипения переохлажденной жидкости Levy [4],
модель объемного кипения однородной жидкости и коэффициенты трения
для однородного двухфазного потока.
Передача тепла моделируется с использованием корреляций:
- Принудительная конвекция однофазного т/н - EPRI
- Кипение переохлажденной жидкости - Levy (Thom) & EPRI
- Пузырьковое кипение при насыщении - Thom & EPRI
- Пик на кривой кипения - W-3 (Tong, корр.) & OKБ (Безруков)
- Переходная область кипения - Bishop-Sandberg-Tong
- Пленочное кипение - Groenveld 5.7 и др.

VIPRE-W (продолжение)

Для турбулентной составляющей потока т/н используется модель Cadek
[12] для моделирования процесса обмена энергией и моментом импульса
между соседними каналами
Коэффициент перемешивания потока для каждого межканального зазора
рассчитывается с использованием процедуры Tong [13] и Bell [14].
Перепад давления по высоте ТВС за счет трения т/н в пучке стержней
рассчитывается в аксиальном и поперечном направлениях. Аксиальный
фрикционный фактор для турбулентного и ламинарного потоков
определяется из уравнения Blasius: faxial = a*Reb + c
Падение давления в поперечном направлении (в межканальном зазоре)
определяется как dP/dy = -0,5 KGv’|w|w/S, где v’ – удельный объем для
момента, м3/кг; w – поперечная массовая скорость, кг/(м*с); S – ширина
зазора, м; KG – коэффициент трения в зазоре между соседними каналами
рассчитывается с использованием корреляции в треугольной решетке [15]:
KG = CG*Re-0,27 , где CG – коэффициент, базируется на диаметре твэла и
расстоянии между твэлами; Re – число Reynolds для поперечной скорости.

Мощности Горячего Твэла (СМГТ)

Для заданной фракции (m) ТВС с наибольшим КГС, расчет СМГТ выполняется с использованием VIPRE-W кода.
Набор параметров используемых в СМГТ расчетах:
(Nor, Po, Fo ,To)I , I = 1, …, Moп. сост. ,
Набор профилей энерговыделения, K(z)J, J = 1, …, Maкс. проф.,
Эффективный байпасный поток т/н через АЗ,
Радиальное распределение энерговыделения в ТВС, FNΔH (Kr),
Неопределенности ОП и топлива (FЕΔH).

Предельная мощность на один твэл (NI,J r(m)) находится путем вариации средней мощности твэл (Nor) до совпадения DNBR(i, j, k) в «горячей»
ячейке с DNBRref , определенной для заданной DNBR корреляции:

NI,J r(m) = min | DNBRref – qpred(i,j,k)/qact(i,j,k) |I,J ,
где qpred - предсказанный тепловой поток (локальные ТГ парам.) и
qact – реальный тепловой поток, рассчитанный кодом VIPRE-W.

(продолжение)

Расчет NI,J r(h) для однородной (h) АЗ.
Снижение мощности «горячего» твэла в ТВС с максимальным КГС:
ΔNI,Jr(m) = 1 - NI,Jr(m) / NI,Jr(h)
Проектная величина СМГТ находится как:
ΔNr(m) = max (ΔNI,Jr(m) ), I = 1,…,Moп. сост. , J = 1,…, Maкс. проф.
Скорректированная величина СМГТ находится как статистическая свертка неопределенностей в ОП, производства топлива, величины DNBRref и расчетной методики:

профилей энерговыделения с аксиальным офсетом
(AO) в интервале (–45%, +45%) использовались в СМГТ расчетах


Неопределенности в ОП, производства топлива, величины DNBRref и
расчетной методики: δN = 2%, δP = 0,2 MPa, δT = 2 °C, δF = 1%,
δBypass = 1%, δFNΔH (Kr) = 4%, δFЕΔH = 3%, δVIPRE Power Convergence = 0.5%.


Расчет СМГТ для 6 WLTA проводился с два этапа:
- Расчет для 1 WLTA в АЗ.
- Расчет для 7 WLTA в АЗ.

Для 6-ти WLTA в АЗ, СМГТ находится путем линейной интерполяции:

ΔNr(6)= 0,16667*ΔNr(1) + 0,83333*ΔNr(7)

с АО = -2,4% и -7,94% и пиками 1,1073 и 1,209 - лимитирующие профили с точки зрения максимума СМГТ.

для 6 WLTA в смешанной АЗ:
ΔNсorr (6) = 6,9% для OKB DNBR корреляции
ΔNсorr (6) = 6,7% для W-3 DNBR корреляции.

СМГТ в 7% обеспечивает достаточный запас для DNBR, который учитывает всевозможные эффекты переходной АЗ ВВЭР-1000 (В-320), индуцированные высоким КГС WLTA.

расширена на смешанные АЗ ВВЭР-1000 с учетом геометрии ТВС и
специфики их размещения в АЗ.

Представлена процедура расчета корректирующего фактора СМГТ, в
которой все неопределенности в ОП АЗ, производства топлива, величины
DNBRref статистически сворачиваются с расчетными неопределенностями.

С использованием данного анализа и кода VIPRE-W рассчитана величина
СМГТ для 6 WLTA, загруженных в смешанную АЗ ВВЭР-1000 ЮУ-3 АЭС
с российскими топливными сборками ТВС-М типа.

Показано, что максимальное значение СМГТ в 7% обеспечивает с
95% вероятностью при 95% доверительном уровне, что кризис
теплообмена не произойдет на самом «горячем» твэле WLTA для НУЭ,
ННУЭ и любых Non-LOCA переходных процессов.

1999.
2. “Fuel Safety Criteria Technical Review”, Nuclear Energy Agency of the OECD, CSNI/R (99) 25, OECD,
Paris, 2001
3. Stewart, C. W. , et al., “VIPRE-01: A Thermal Hydraulic Code for Reactor Cores”, Volumes 1-5, Rev.3,
NP-2511-CCM-1, Electric Power Research Institute, 1989.
4. Levy, S., “Forced Convection Subcooled Boiling – Prediction of Vapor Volumetric Fraction”, Int.
J. of Heat & Mass Transfer, V. 10, 1967, pp. 951-965.
5. Lellouche, G. S. and Zolotar, B. A., “Mechanistic Model for Predicting Two-Phase Void Fraction for
Water in Vertical Tubes, Channels and Rod Bundles”, EPRI, NP-2246-SR, 1982.
Bishop, A. A., et al., “Forced Convection Heat Transfer at High Pressure After the Critical Heat Flux”,
ASME, 65-HT-31, 1965.
7. Bergles, A. E. and Rohsenow, W. M., “The Determination of Forced Convection Surface-Boiling Heat
Transfer”, J. of Heat Transfer, Vol. 86, 1964, pp. 365-372.
8. Yao, S. C., et al., “Heat Transfer Augmentation in Rod Bundles Near Grid Spacers”, ASME 80-WA/HT-62,
1980.
9. Baker, Jr., L., and Just, L. C., “Studies of Metal-Water at High Temperatures”, Argonne National
Laboratories, ANL-6548, 1962.
10. Bezrukov, Y. A., Astakhov, V. I., Brantov, V. G., et al., “Research and Statistical Analysis of Data
Concerning Departure from Nucleate Boiling in the Fuel Bundle for WWER Reactors”, Teploenergetika,
V. 2, 1976, pp. 80-82. (in Russian)
11. Moreno, P., et. al., “Steady State Thermal Analysis of PWRs by a Single-Pass Procedure Using a
Simplified Nodal Layout”, Nuclear Engineering & Design, Volume 47, 1978, p.p. 35-48.
12. Cadek, F. F., “Topical Report. Interchannel Thermal Mixing with Mixing Vane Grids”, WCAP-7755-A,
Westinghouse Electric Company, 1975.

Water Reactors”, 2nd Edition, ANS, 1979.
14. Bell, W. H., Le Tourneau, B.W., “Experimental Measurements of Mixing in Parallel Flow Rod Bundles”,
WAPD-TH-381, Bettis Atomic Power Laboratory, 1960.
15. Idel’chick, I. E., “Handbook of Hydraulic Resistance”, 3rd Edition, U.S. Atomic Energy Commission
(English Translation), 1994.