Способ моделирования переходного процесса в ядерном реакторе

 

Использование: преимущественно в экспериментальных стендах и в тренажерах для персонала АЭС. Сущность изобретения: способ включает использование теплогидравлически моделирующего активную зону реактора экспериментального участка. Участок содержит по крайней мере один нагреватель, имеющий, как правило, несколько участков с независимым регулированием энерговыделения как по длине, так и по его периметру. Нагреватель моделирует элемент конструкции активной зоны. Регулирование энерговыделения в участках нагревателя осуществляют посредством вычислительного устройства, работающего в режиме реального времени и использующего данные о температуре омываемой теплоносителем поверхности нагревателя. В одном или нескольких сечениях экспериментального участка проводят измерение объемного паросодержиния и/или плотности теплоносителя. Полученную информацию о паросодержании и/или плотности теплоносителя вместе с результатами расчета температур элемента конструкции активной зоны используют в нейтронно-физическом расчете кинетики ядерного реактора. Выходными данными такого расчета являются значения мощности внутренних источников тепла, используемые при решении уравнения теплопроводности для моделируемого элемента конструкции активной зоны реактора. Посредством вычислительного устройства компенсируют различие в рассчитанных величинах плотностей тепловых потоков на омываемых теплоносителем поверхностях нагревателя и моделируемого им элемента конструкции активной зоны. 4 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к проблемам экспериментального моделирования динамики и теплообмена в ядерных реакторах. Оно может быть использовано при создании экспериментальных стендов для изучения динамики теплофизических процессов с обратной связью по реактивности в существующих или только еще разрабатываемых энергетических установках, а также при создании тренажеров для операторов атомных электростанций (АЭС) на базе подобных стендов.

Прототипом изобретения служит способ моделирования, предложенный в [1] В этом способе используют вычислительное устройство, работающее в режиме реального времени, которое управляет энерговыделением в нагревателе (имитаторе твэла), омываемом реальным теплоносителем в экспериментальном участке, теплогидравлически моделирующем активную зону реактора. Способ заключается в измерении температуры омываемой теплоносителем поверхности нагревателя, данные о которой используют в качестве граничного условия первого рода при решении уравнений теплопроводности как для моделируемого твэла, так и для его имитатора. Регулирование тепловыделения в нагревателе осуществляется вычислительным устройством, с использованием расчетных значений плотностей тепловых потоков на наружных поверхностях твэла и имитатора твэла. При этом используется закон регулирования q₁^I=q₁+P(q_sT-q_sH)K, (1) где q₁^I, q₁ значения линейного энерговыделения в нагревателе в последующий и текущий моменты времени соответственно, Вт/м; Р наружный периметр твэла и его имитатора, м; q_sT, q_sH плотность теплового потока на наружной поверхности моделируемого твэла и нагревателя в текущий момент времени, Вт/м²; К-безразмерный коэффициент жесткости обратной связи.

Основным недостатком этого способа является предположение об известной зависимости от времени мощности внутренних источников тепла q_vT(t), действующих в твэле. Кроме того, предполагалось, что будут использоваться довольно дорогие имитаторы твэлов с косвенным обогревом. Такие имитаторы обычно включают в себя оболочку, электронагреватель из тугоплавкого материала, наполнитель, предназначенный для электероизоляции оболочки и моделирования теплофизических свойств топлива твэла, узлы герметизации. При такой конструкции имитаторов твэлов очень сложно на практике осуществить независимое регулирование энерговыделения в ряде участков по длине имитатора, что является необходимым условием высокой точности моделирования переходных процессов.

Целью изобретения является повышение точности моделирования переходных процессов с обратной связью по реактивности за счет использования пространственно-временной зависимости мощности внутренних источников тепла, действующих в моделируемых элементах конструкции активной зоне реактора.

Цель достигается в результате проведения нейтронно-физического расчета, использующего информацию о паросодержании и/или плотности теплоносителя, информации об изменении реактивности от воздействия органов системы управления и защиты реактора, а также о расчетных температурах элементов конструкции активной зоны.

Техническим результатом изобретения является возможность моделирования в режиме реального времени переходных процессов в ядерном реакторе с обратной связью по реактивности, т.е. моделирования процессов, на протекание которых влияют нейтронно-физические характеристики теплоносителя и элементов конструкции активной зоны, зависящие, в свою очередь, от теплофизических параметров.

В предлагаемом способе используют один или несколько омываемых реальным теплоносителем нагревателей, моделирующих однотипные или различные элементы конструкции активной зоны реактора. Нагреватели имеют ряд участков с независимым регулированием энерговыделения. Энерговыделением управляет вычислительное устройство, работающее в режиме реального времени и использующее информацию о температуре поверхности контролируемого участка, омываемого теплоносителем, в качестве граничного условия первого рода при решении уравнения теплопроводности как для элементов конструкции активной зоны реактора, так и для моделирующих их нагревателей. В случае, когда у нагревателя существует поверхность, граничащая с некоторой средой и на которой не надо регулировать плотность теплового потока, вычислительное устройство использует необходимую информацию для описания теплообмена с ней.

Сущность предлагаемого изобретения заключается в том, что на экспериментальном участке, теплогидравлически моделирующем активную зону реактора, измеряют в ряде сечений (или по крайней мере в одном сечении) объемное паросодержание теплоносителя и/или его плотность.

Данные этих измерений используют при расчетах нейтронной кинетики ядерного реактора. В этих же расчетах используются данные о температурах элементов конструкции активной зоны реактора, получаемые при решении уравнений теплопроводности с соответствующими граничными условиями. В нейтронно-физических расчетах учитывается и изменение реактивности от внешних воздействий (например, от перемещения оператором энергоблока стержней регулирования или от срабатывания системы аварийной защиты реактора).

Выходными данными расчетов кинетики ядерного реактора являются значения мощности внутренних источников тепла, используемые при решении уравнений теплопроводности для элементов конструкции активной зоны.

Расчеты нейтронной кинетики и уравнений теплопроводности ведутся одновременно и используют результаты расчетов друг друга и информацию об изменяющихся внешних воздействиях.

Закон регулирования энерговыделения в нагревателе задан таким образом, чтобы скомпенсировать разность между расчетными значениями величин плотностей тепловых потоков на омываемых теплоносителем поверхностях моделируемого элемента конструкции активной зоны реактора и нагревателя за счет увеличения или снижения энерговыделения в нем.

Предложенный способ применим и тогда, когда датчик температуры (например, термопара) установлен не на омываемой теплоносителем поверхности, а на некотором удалении от нее, например на противоположной поверхности тонкостенного нагревателя. В этом случае проводится перерасчет показаний датчика температуры к ее значениям на поверхности, омываемой теплоносителем.

Предложенный способ позволяет проводить нейтронно-физические расчеты и решение уравнений теплопроводности без привлечения сложных теплогидравлических моделей двухфазного теплоносителя, подобных используемым моделям в расчетных программах типа TRAC, RELAP, ATHLET. Эта особенность позволяет использовать заявляемый способ при создании тренажеров для операторов АЭС на базе существующих или специально построенных теплофизических стендов. Такие тренажеры должны моделировать переходные процессы в режиме реального времени, что требует серьезных упрощений используемых математических моделей и крупных материальных затрат на их реализацию традиционными способами.

Применение этого способа при проведении тестирования расчетных программ для описания динамики теплогидравлических процессов позволяет максимально исключить неточность знания теплофизических свойств используемых в экспериментах нагревателей, так как будет использоваться одна и та же информация в расчетных кодах и программах, управляющих энерговыделением в экспериментальной установке. В такой установке отсутствует или сведена к минимуму необходимость замены ее материальной части при исследовании нового типа нагревателя, а изменяется только информация о конструкции и теплофизических свойствах материалов, используемых в нем.

Способ позволяет проводить прецизионные теплофизические эксперименты без искажения профиля температуры в местах контакта токоподводов к нагревателю, если используются бесконтактные методы нагрева, например индукционный нагрев вихревыми токами.

Способ позволяет моделировать не только изменяющийся произвольным образом профиль энерговыделения вдоль длины нагревателя, но также и азимутальное распределение потоков и температур в нагревателе в случае использования источников нагрева, подобных лазерным.

Способ позволяет моделировать переходные процессы не только с твэлами, но и другими элементами конструкции ядерного реактора. Например, стенку технологического канала реактора типа РБМК, обменивающуюся теплом с графитовой кладкой и сборкой тепловыделяющих элементов, можно смоделировать, используя геометрию кольцевого канала. Применение способа в этом случае позволяет наиболее экономно по материальным и энергетическим затратам провести эксперимент с использованием двух полых коаксиальных цилиндров, между поверхностями которых течет теплоноситель. Причем участками с независимым регулированием энерговыделения одного цилиндра управляет программа, описывающая теплофизическую структуру твэла, другого цилиндра программа с описанием теплофизических свойств стенки и примыкающей к ней графитовой кладки.

Возможны два варианта исполнения такого кольцевого канала.

Для моделирования переходных процессов с движущимся теплоносителем необходимо соблюсти соотношение периметров с различными плотностями тепловых потоков. Поскольку плотности тепловых потоков в номинальном режиме для реактора типа РБМК в твэлах в 5-6 раз выше, чем на поверхности стенки технологического канала, а общий периметр твэлов примерно в 3 раза больше его внутреннего периметра, целесообразно внутренним коаксиальным цилиндром моделировать стенку технологического канала, а наружным присутствующие в канале твэлы. При условии равенства гидравлических диаметров кольцевого и моделируемого им технологического каналов, получаем однозначный вариант его исполнения.

При моделировании аварийных процессов с обезвоживанием активной зоны реактора типа РБМК целесообразно использовать геометрию кольцевого канала, в которой наружный цилиндр моделирует в натуральную величину стенку технологического канала, а внутренний цилиндр наружный ряд твэлов.

Наиболее оптимальным вариантом моделирования переходных процессов в реакторах типа ВВЭР является моделирование с помощью трубок, внутренний диаметр которых равен гидравлическому диаметру кассеты, используемой в реакторе данного типа (т.е. теплоноситель течет внутри такой трубки).

Как для реакторов типа РБМК, так и для реакторов типа ВВЭР длина используемых нагревателей равна высоте активной зоны моделируемого реактора.

Для осуществления способа на практике не требуются какие-то новые или неизвестные устройства. Так, для измерения температуры могут использоваться, например, термопары. Измерение объемного паросодержания (или плотности) теплоносителя может быть осуществлено, например, с помощью метода гамма-просвечивания. В качестве вычислительного устройства могут использоваться цифровые, аналоговые и/или гибридные типы ЭВМ.

При создании тренажеров, использующих заявляемый способ, помимо типичных для всех тренажеров энергетических установок аналого-цифрового вычислительного комплекса, оперативных панелей блочного щита управления, пульта руководителя обучения и устройств сопряжения, должна присутствовать физическая модель контура циркуляции теплоносителя, обычно уже существующая на экспериментальных теплофизических стендах.

Тренажеры, построенные на базе существующих теплофизических стендов, по-видимому, не будут слишком дорогостоящими в эксплуатации, поскольку при моделировании контуров циркуляции теплоносителя одной петлей на теплофизическом стенде потребляемая мощность не будет превосходить 200 и 100 кВт для реакторов типа РБМК и ВВЭР соответственно. Расходы теплоносителя в контуре тренажеров будут примерно равны 0,2 и 0,3 кг/с соответственно для каждого из этих типов реакторов.

Формула изобретения

1. СПОСОБ МОДЕЛИРОВАНИЯ ПЕРЕХОДНОГО ПРОЦЕССА В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ, включающий использование теплогидравлически моделирующего активную зону экспериментального участка, содержащего по крайней мере один нагреватель, имеющий по крайней мере один участок, регулирование энерговыделения на котором осуществляют посредством вычислительного устройства, работающего в режиме реального времени и использующего данные о температуре омываемой реальным теплоносителем поверхности нагревателя в качестве граничного условия первого рода при решении уравнений теплопроводности для элемента конструкции активной зоны реактора и для нагревателя, его моделирующего, с соответствующими начальными и граничными условиями, при этом посредством вычислительного устройства компенсируют различные в рассчитанных величинах плотностей тепловых потоков на омываемых теплоносителем поверхностях нагревателя и моделируемого им элемента конструкции активной зоны за счет изменения мощности энерговыделения в нагревателе, отличающийся тем, что, с целью повышения точности моделирования переходных процессов с обратной связью по реактивности за счет использования пространственно-временной зависимости мощности внутренних источников тепла, действующих в моделируемых элементах конструкции активной зоны реактора, дополнительно производят измерение объемного паросодержания и/или плотности теплоносителя по крайней мере в одном сечении экспериментального участка, осуществляют нейтронно-физический расчет кинетики ядерного реактора с использованием информации об измеренном паросодержании и/или плотности теплоносителя, информации об изменении реактивности от воздействия органов системы управления и защиты реактора, а также о расчетных температурах элементов конструкции активной зоны, при этом в качестве выходных данных нейтронно-физического расчета получают значения мощности внутренних источников тепла, используемые при решении уравнения теплопроводности для моделируемого элемента конструкции активной зоны реактора.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что используемый нагреватель имеет несколько участков с независимым регулированием энерговыделения не только по длине, но и по его периметру.

3. Способ по пп.1 и 2, отличающийся тем, что используют два или более нагревателей, моделирующих однотипные или различные элементы конструкции активной зоны реактора.

4. Способ по пп.1 3, отличающийся тем, что каждый участок с независимым регулированием энерговыделения имеет по крайней мере один датчик объемного паросодержания и/или плотности теплоносителя.

5. Способ по пп.1 4, отличающийся тем, что данные о температуре омываемой теплоносителем поверхности получают путем перерасчета показаний датчика температуры нагревателя с учетом его расположения.