Теплогидравлические процессы в активных зонах водоохлаждаемых реакторов

Московский государственный технический университет
имени Н.Э. Баумана

В.И. Солонин

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЕ
ПРОЦЕССЫ В АКТИВНЫХ ЗОНАХ
ВОДООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ

Рекомендовано Научно-методическим советом
МГТУ им. Н.Э. Баумана в качестве учебного пособия
по курсу «Конструирование реакторных установок»

Москва
Издательство МГТУ им. Н.Э. Баумана
2012

УДК 621.039.5(075.8)
ББК 22.333
С60

С60

Рецензенты: Ю.М. Никитин, В.И. Хвесюк

Солонин В. И.
Теплогидравлические процессы в активных зонах водоох-
лаждаемых реакторов : учеб. пособие по курсу «Конструиро-
вание реакторных установок» / В. И. Солонин. – М.: Изд-во
МГТУ им. Н. Э. Баумана, 2012. – 138, [2] с. : ил.

Изложены специфические процессы теплообмена в активных зонах
водоохлаждаемых реакторов и принципиальные решения, обеспечи-
вающие надежность теплоотвода от твэлов.
Для студентов 4-го и 5-го курсов МГТУ им. Н.Э. Баумана, обу-
чающихся по специальности «Ядерные реакторы и энергетические
установки».

УДК 621.039.5(075.8)
ББК 22.333

c⃝ МГТУ им. Н.Э. Баумана, 2012

ПРЕДИСЛОВИЕ

Методики расчета процессов (нейтронно-физических, тепло-
гидравлических, механических) в форме соответствующих про-
граммных комплексов, позволяющих в том числе учитывать дефор-
мирование и развитие повреждений элементов конструкций ядер-
ных реакторов, необходимы для разработки действующих и вновь
создаваемых реакторных установок разного назначения, анализа
их безопасности. В программных комплексах нового поколения
детализация моделирования основных процессов, определяющих
безопасность установок, непрерывно повышается. Помимо моде-
лирования процессов каждой ТВС необходимы методы расчетов
процессов в каждом твэле активной зоны, позволяющие опреде-
лять нейтронные поля, энерговыделение, локальные тепловые по-
токи в теплоноситель, температуры элементов твэла, напряженно-
деформированное состояние оболочки, топлива и другие важные
характеристики, например, развитие повреждений оболочек, при-
водящих к их неплотности, выходу радиоактивных продуктов де-
ления в теплоноситель. Создание таких методов расчета требует
проведения специальных физических экспериментов.
В базовых дисциплинах естественнонаучного цикла МГТУ
им. Н.Э. Баумана и дисциплинах специальности «Ядерные ре-
акторы и энергетические установки» студенты изучают физические 
основы и алгоритмы нейтронно-физических, механических,
тепловых расчетов перечисленных процессов. В курсе «Конструирование 
реакторных установок» на этой основе выполняется
анализ и синтез конструктивных решений реакторных установок
для энергетики, транспорта, освоения космоса. Важной составной
частью курса является анализ роли теплогидравлических про-

3

цессов в обосновании принятых и планируемых конструктивных
решений реактора и его важнейшей части — активной зоны. В
настоящем пособии такой анализ проводится применительно к активным 
зонам водоохлаждаемых ядерных реакторов, получивших
наибольшее распространение в мировой энергетике и на кораблях,
судах, использующих ядерные энергетические установки.
В пособии теплогидравлические процессы рассматриваются
в форме, принятой в практике расчетных обоснований реакторов. 
Такой переход позволяет студентам предметно понять роль
и место теплогидравлических процессов в обосновании принимаемых 
конструктивных решений, взаимосвязь теплогидравлических
и нейтронно-физических, механических процессов, способствует
более глубокому усвоению студентами прикладных программ, об-
легчает анализ и интерпретацию полученных результатов.
Автор благодарит рецензентов учебного пособия: главного на-
учного сотрудника НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля Ю.М. Никитина
и заведующего кафедрой Э-6 МГТУ им. Н.Э. Баумана профессора
В.И. Хвесюка за важные замечания, способствовавшие повыше-
нию качества изложения рассматриваемого круга вопросов.
Автор искренне признателен инженеру Л.Ю. Тарасовой за
большой труд и терпение, позволившее завершить работу над
рукописью.

ПРИНЯТЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ, ИНДЕКСЫ
И СОКРАЩЕНИЯ
Обозначения
ρ — плотность, кг/м3

w — скорость, м/с
f — площадь поперечного сечения, м2

П — периметр, м
х — массовое расходное паросодержание, относительная эн-
тальпия
q — плотность теплового потока, Вт/м2, МВт/м2

qлин — линейная мощность твэла, кВт/м, Вт/см
К — коэффициент; К=wij/wi — коэффициент перемешивания
G — массовый расход, кг/с
Gij — расход из ячейки в соседние на единице длины канала,
кг/(с·м)
μ = Gij/Gi — коэффициент межканального обмена, м−1, мм−1

I, i, h — энтальпия, Дж/кг
λ — коэффициент теплопроводности, Вт/(м·K)
ρw — плотность расхода (массовый расход), кг/(м2·с)
CP — теплоемкость, Вт/(кг·K)
Р — давление, МПа
Т — температура, ◦С
d — диаметр, мм
L, l — длина, м
s — шаг решетки стержней, мм
s — коэффициент скольжения фаз
r — теплота парообразования, кДж/кг
z — осевая координата

5

N — тепловая мощность, кВт, МВт
α — коэффициент теплоотдачи, кВт/(м2·K)
σ — поверхностное натяжение, Н/м; среднеквадратичное от-
клонение
Индексы
F — поверхность
кр — критический, критическое значение
г — гидравлический
т — тепловой
i — в ячейке
ij — из ячейки i в ячейку j
s — насыщение
конв — конвективный
‘, “ — для воды и пара
* — в термически равновесной области
кип — кипение
эк — экономайзерный
н.п — в начале поверхностного течения
вх — на входе
вых — на выходе
лин — на единицу длины
max — максимальное значение
исп — на участке испарения
эк — на экономайзерном участке
з.о — в защитной оболочке
Сокращения
1К — в первом контуре
АЗ — аварийная защита
АПН — аварийный питательный насос
АПТ — авария с потерей теплоносителя
АС — атомная станция
АЭС — атомная электростанция
БРУ-А — быстродействующая редукционная установка со сбро-
сом пара в атмосферу
ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор
ВД — высокое давление

6

ВК — водяная коммуникация
ГЕ — гидроемкость
ГЗЗ — главная запорная задвижка
ГЦН — главный циркуляционный насос
ГЦТ — главный циркуляционный трубопровод
ДГ — дизель-генератор
ДР — дистанционирующая решетка
ЗО — защитная оболочка
КГС — коэффициент гидравлического сопротивления
КТП — критический тепловой поток
НД — низкое давление
НКР — напорная камера реактора
ПД — продукты деления
ППБ — прочноплотный бокс
ПР — перемешивающая решетка
ПС СУЗ — поглощающие стрежни системы управления и за-
щиты
пэл — поглощающий элемент
РБМК — реактор большой мощности (кипящий), электриче-
ский реактор с кипящим теплоносителем и графитовым замедли-
телем
РК — рабочая кассета
РГК — раздаточный групповой коллектор
РП — реакторное пространство
РУ — реакторная установка
САОЗ — система аварийного охлаждения активной зоны
САОР — система аварийного охлаждения реактора
СБ — система безопасности
СДР — система длительного расхолаживания
СКР — сборная камера реактора
СЛА — система локализации аварий
СУВ — система удаления водорода
СУЗ — система управления и защиты
ТВС — тепловыделяющая сборка
твэл — тепловыделяющий элемент
ТГ — турбогенератор
ТК — топливный (технологический) канал

7

PWR — Pressurized Water Reactor — реактор с водой под давле-
нием
CANDU — канальный урановый реактор с дейтериевым замед-
лителем
BWR — Boiling Water Reaсtor — кипящий реактор
LMFBR — Liquid Metal Fast Breeder Reactor — быстрый реактор-
размножитель с жидкометаллическим теплоносителем

ВВЕДЕНИЕ

Роль теплотехнической надежности в обеспечении
безопасности АЭС

Безопасность АС (ядерная и радиационная) — свойство АС
при нормальной эксплуатации и ее нарушениях, включая аварии,
ограничивать радиационное воздействие на персонал, население
и окружающую среду установленными пределами [10]. Особенно-
стью АС и других ЯЭУ, содержащих ядерные реакторы, являет-
ся образование радиоактивных веществ и ионизирующих излуче-
ний в процессе выработки энергии. Эта особенность имеет свою
специфику и определяет содержание понятия безопасность АС,
в частности термина «авария», как события, сопровождающегося
радиационными последствиями1.
Безопасность АЭС обеспечивается за счет последовательной
реализации на всех этапах жизненного цикла принципа глубоко-
эшелонированной защиты, включающей пять уровней технико-
организационных мер, направленных на предотвращение возникновения 
аварийных ситуаций и ослабление последствий аварий.
Принцип глубокоэшелонированной защиты основан на применении 
системы физических (конструктивных) барьеров на пути
распространения радиоактивных продуктов в окружающую среду.

1 Другие виды опасностей, свойственные большинству энергетических, производственных 
предприятий, такие как разрывы трубопроводов, отказы оборудования, 
пожары, на АС тоже существуют. Защита от них регламентируется
правилами Гостехнадзора, если такие события не могут иметь радиационных
последствий. При анализе безопасности АС отмеченные виды опасностей рассматривают 
как исходные события, могущие привести к радиационным авариям.

9

Таковыми в энергетических реакторах являются топливная матрица, 
герметичная оболочка твэла, границы контура циркуляции теплоносителя, 
герметическое ограждение реакторной установки и
биологическая защита. Два последних физических барьера препятствуют 
распространению радиоактивных веществ и излучений в
окружающую среду в количествах, превышающих установленные
пределы, в условиях повреждения других физических барьеров.
Система вложенных один в другой физических барьеров, рас-
положенных на пути распространения радиоактивных веществ в
окружающую среду, обеспечивает надежность защиты персонала,
населения, окружающей среды от возможного радиационного воз-
действия в случае аварий. При нормальной эксплуатации АС все
физические барьеры должны быть работоспособны, а меры по их
защите в случае отклонений от нормальной эксплуатации, возник-
новения аварийных ситуаций и аварии должны находиться в состо-
янии готовности. Меры защиты включают надежное функциони-
рование системы управления нормальной эксплуатацией, срабаты-
вание предупредительной и аварийной защиты, работу СБ, иници-
ированную сигналами, диагностирующими превышение пределов
безопасности.
Сохранение работоспособности физических барьеров в значи-
тельной мере определяется надежностью теплоотвода, обеспечи-
ваемого контуром теплоносителя. При отказе теплоотвода может
быть нарушена работоспособность топливной матрицы, оболочки
твэла за счет аккумулированной в матрице теплоты, остаточного
тепловыделения, поэтому анализ теплогидравлических процессов
является важной составной частью деятельности, направленной на
достижение безопасности АС.
Анализ
теплогидравлических
процессов,
обеспечивающих
нормальный теплоотвод от твэлов и пэлов активной зоны в усло-
виях нормальной эксплуатации (при стационарных и переходных
режимах) в течение кампании активной зоны выполняется с учетом
случайных отклонений параметров активной зоны от нормальных
значений, обусловленных технологическими погрешностями и
условиями эксплуатации РУ в целом. Если анализы подтверждают
работоспособность физических барьеров, говорят, что активная
зона технологически надежна.

10