Экспериментальные обоснования БРЕСТа
Дата: 22/11/2018
Тема: Атомная наука


Б.Г.Гордон, профессор (gordon@secnrs.ru)

Предисловие. В основу данной статьи положен мой доклад на Международной научно-технической конференции, состоявшейся в НИКИЭТе в октябре 2018 года «Анализ теплогидравлических обоснований БРЕСТа». Он был написан ещё зимой 2018г., чтобы выполнить требования организаторов публикации, и его текст можно найти в материалах и на сайте Конференции.



В течение текущего года произошли различные события: вступили в силу изменения законодательства, написаны статьи и проведены семинары, касающиеся темы доклада. К сожалению, обсуждения проекта БРЕСТ на сайте ПроАтом носят избыточно эмоциональный характер, не свойственный нормальному научному процессу, а мне хотелось бы оставаться в рамках дискуссии специалистов. Для лучшего понимания текста доклада он несколько сокращён и дополнен рис. 2 – 3, показанными на конференции.

Введение

В соответствие с постановлением /1/ сокращено финансирование ФЦП "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года". Из ФЦП исключен пункт, касающийся капитальных затрат на сооружение на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в рамках проекта "Прорыв"  опытно-демонстрационного энергокомплекса  в составе энергоблока с реакторной установкой (РУ)  БРЕСТ-ОД-300.  Сохранено финансирование сооружения двух других комплексов: по производству СНУП-топлива и по переработке ОЯТ.

Историю проекта БРЕСТ (быстрый реактор с естественной безопасностью) можно отсчитывать с момента публикации /2/. Отношение к нему среди работников атомной энергетики с самого начала было неоднозначным, как и к большинству оригинальных инноваций. Одни сомневались в принципиальной возможности работы предложенного реактора. Другие указывали на множество нерешённых проблем, которые возникнут при попытках его сооружения. Третьи подчёркивали его дороговизну и экономическую нецелесообразность.  Практически, всем не нравилось демонстративное использование термина «естественная безопасность», отсутствовавшего в нормативной практике специалистов, но  создававшего иллюзии у населения и начальства. Кстати сказать, в настоящее время этот термин оказался-таки нормативным, так как попал в тексты ряда правительственных документов, например того же /1/, хотя и не определен в российском законодательстве.

Наряду с такими мнениями соседствовало представление о том, что после Чернобыля приоритетным критерием приемлемости атомной энергетики должна стать ядерная безопасность  РУ. Для реализации этого свойства следует искать и создавать принципиально новые конструкции ядерных реакторов, так что БРЕСТ – первая ласточка (или первый блин) современного этапа развития атомной энергетики. В рамках этого подхода предлагались и другие концепции инновационных типов ядерных реакторов, например, /3/.

Так как финансирование НИР и ОКР по упомянутой ФЦП сохраняется, представляется полезным воспользоваться антрактом, чтобы критически рассмотреть особенности развития этого проекта и сохранить накопленный опыт, безусловно, не ординарных и, увы, уже не молодых наших уважаемых коллег.

В данном докладе мы рассмотрим только теплогидравлические исследования, важные для этого проекта. Отметим, кстати, что первоначально приставка «гидро» означала воду, но впоследствии стала относиться к любым жидкостям и даже к двухфазным смесям. Разумеется, всякая оценка оказывается субъективной, ограниченной и неполной, потому что не меньшее значение имеют нейтронно-физические, прочностные, химические и другие явления, которые тесно связаны с теплогидравликой и между собой при эксплуатации РУ. Так что мнение каждого читателя способно дополнить и со временем объективировать авторские соображения. И это очень важно, ведь результат такого обсуждения может оказать влияние на дальнейшее развитие всей нашей отрасли.

Исходные данные

Факт, что подавляющее количество ядерных реакторов, используемых в энергетике, своими прототипами имеют реакторы, созданные для военных целей, не вызывает возражений и является общепринятым. Некоторое напряжение возникает при назывании действующих энергетических реакторов конверсионными, но и оно постепенно проходит, так как отражает очевидность.

Усилия послевоенной страны в освоении атомной энергии для обороны и самосохранения были и остались беспрецедентными. Поддерживая и развивая эту отрасль, руководство СССР стремилось воспользоваться полученными результатами для мирных целей. Этому способствовали высокая концентрация энергии в ядерном топливе, существование объектов промышленности для сооружения лодочных и промышленных реакторов, которые можно было загрузить энергетической программой, наличие специалистов по проектированию и эксплуатации реакторов, запасы относительно дешёвого урана, научно-образовательная инфраструктура и т.д.

И до Чернобыля проблемы радиационной безопасности человека и ядерной безопасности РУ, безусловно, решались, но не были приоритетными. Было много сделано для предотвращения ядерных аварий, но никто не мог себе представить, что авария может иметь столь огромные разрушительные последствия. Авторы /2/, по-видимому, были первыми, кто попытался поставить ядерную безопасность РУ в качестве главного приоритета проекта и предложить конструкцию такого реактора, у которого ядерные аварии были бы предотвращены за счёт свойств внутренней самозащищённости, которые назывались ими «естественной безопасностью».

Разумеется, по определению понятия «ядерная безопасность» такое предотвращение возможно только с «определённой вероятностью». Проблема в том, что существующие методы вероятностного анализа безопасности (ВАБ), по нашему мнению, обоснованному в /4/, ещё не способны рассчитать столь малые её величины, которые должны удовлетворять претензиям авторов /2/. Казалось бы, такое положение должно было бы стимулировать максимальное развитие детерминистских анализов безопасности (ДАБ) и экспериментальной базы, необходимой для обоснования  ядерной безопасности БРЕСТа.

Этого не произошло потому, что одной из причин была изначальная уверенность авторов /2/ в принципиальной невозможности на нём крупных ядерных аварий, которая чётко декларировалась в первых обосновывающих безопасность документах и следы которой можно найти в последующих работах авторов БРЕСТа  /5,6/. По мере развития обоснований безопасности этот тезис стушёвывался, но иллюзии сохранялись и их отзвуки слышны и сейчас. Впрочем, подобную уверенность прокламировали и авторы быстрого реактора с натриевым теплоносителем (БН), полагавшие, что ядерные аварии с крупными выбросами продуктов деления на нём исключены /7/.

По-видимому, подобное отношение конструкторов к своему детищу является начальным этапом любых обоснований безопасности. Так, создатели первых ВВЭР также преувеличивали его безопасность, что выразилось в том, что системы безопасности рассчитывались только на разуплотнение трубопроводов первого контура с ограничителем Ду-32. Разрывы других сосудов и трубопроводов казались им невозможными. И лишь накопление опыта эксплуатации и научных исследований привело к изменению концепции безопасности.

К числу прототипов БРЕСТа иногда относят 12 реакторов и реакторных экспериментальных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем. Опыт их эксплуатации нельзя признать обнадёживающим /8/: практически, на всех этих объектах эксплуатация завершилась авариями. Тем, казалось бы, важнее становятся научные исследования процессов, происходящих на новых объектах. 

 

Цели экспериментальных исследований

Распространено заблуждение, что для БРЕСТа должны быть разработаны специальные федеральные нормы и правила (ФНП), содержащие требования безопасности. К сожалению, оно разделяется самыми разными весьма уважаемыми специалистами. На самом деле создание любого нового объекта всегда производится по правилам, базирующимся на прошлом опыте, и по ним же должны выдаваться лицензии. А новые проектные решения должны обосновываться расчётно-экспериментальными исследованиями, выполняемыми специально для этого объекта. Именно результаты таких исследований наряду с опытом эксплуатации первых прототипов лягут в основу будущих ФНП. Разумеется, атомная промышленность сама может разрабатывать и вводить в действие отраслевые нормативы для новых объектов, основанные на имеющихся знаниях: правила проектирования, нормы расчётов на прочность и т.п.

Эта проблематика также подробно рассмотрена в /4/. Для обоснования работоспособности и безопасности РУ уникальной конструкции с новым теплоносителем, топливом, оборудованием нужен комплекс исследований, состав которого был бы сравним, например, с уже проведёнными НИР для действующих реакторов с водяным теплоносителем. Особенно это касается теплогидравлических процессов, описание которых базируется на большом количестве эмпирических и полуэмпирических зависимостей.

Разумеется, прежде всего, следовало бы отобрать из уже имеющихся экспериментальных результатов те, которые могли бы быть аккуратно использованы применительно к БРЕСТу с помощью теории подобия: простая геометрия, модельные жидкости, прецизионные измерения и т.п. И широким фронтом следовало бы развернуть экспериментальные работы по изучению свойств нового теплоносителя, режимов его течения в элементах контура, особенностей нового оборудования и т.п.

В целом ряде ФНП содержится требование аттестации программных средств (ПС), используемых для обоснования безопасности АС. В основе аттестации лежит процедура верификации ПС, которая, по общему мнению, является единственной очевидной целью экспериментов. Иногда кажется, что за прошедшие четверть века конструкторами и проектантами было просто утеряно понимание необходимости специальных экспериментальных исследований для таких основных целей, как:

  1. изучение теплофизических и физико-химических процессов в геометрии и оборудовании новых РУ,

  2. обоснование работоспособности объекта и принятых проектных решений,

  3. оптимизация конструкций применяемого оборудования,

  4. моделирование и отработка систем управления и запуска,

  5. выбор натурных средств диагностики, измерения, контроля и автоматики

  6. накопление опыта работы с новыми теплоносителями, оборудованием и т. п.

     

    В советские времена это понимание культивировалось  различными заинтересованными  ведомствами. Институты Минсредмаша разрабатывали конструкторскую документацию РУ, на его предприятиях производилось ядерное топливо и важнейшие элементы систем обеспечения его безопасности, а большая часть остального оборудования проектировалась и производилась на предприятиях Минэнергомаша, в состав которого входили такие известные институты, как ЦКТИ и ВНИАМ. Проектирование АС и их последующую эксплуатацию осуществляло Минэнерго со своими исследовательскими институтами: ВТИ, ВНИИАЭС, ЭНИН, ЭНИЦ и другие. Многие из перечисленных институтов имели давний опыт изучения разнообразных теплотехнических процессов и собственные школы экспериментальных исследований.

    Для развития науки очень важно сочетание конкуренции и сотрудничества разных ведомств и их институтов, у которых существовали свои цели, задачи и интересы, в обеспечение которых организовывались собственные исследования. Именно эмпирический характер теплогидравлических корреляций лежал в основе понимания необходимости сооружения специальных экспериментальных установок двух типов: так называемых фрагментных и структурно-подобных стендов.

    Первые – представляли собой натурные или крупномасштабные модели реального оборудования, работавшего при реальных параметрах теплоносителя: фрагменты тепловыделяющих сборок, парогенератора, ГЦН. Структурно-подобные стенды в уменьшенных размерах моделировали целые системы АС: первый контур, второй контур, системы безопасности, СПОТ и т.п. На рис. 1 представлена классификация стендов, вытекающая из многолетней практики.

 Рис 1. Классификация экспериментальных стендов

Среди интегральных моделей непременно существовали крупномасштабные, структурно-подобные экспериментальные установки. Эти уникальные штучные стенды, как правило, были электрообогреваемыми и требовали больших мощностей, затрат и разнообразных ресурсов. Поэтому эксперименты на таких стендах готовились долго, тщательно с тем, чтобы получить максимум полезной информации. Многообразие экспериментальных установок и тесное сотрудничество учёных, институтов и ведомств обеспечивали повышенное внимание к методам постановки опытов, технике измерений, интерпретации полученных результатов и т.п. Наряду со стендами ограниченно использовались результаты пуско-наладочных испытаний и переходных режимов на самих РУ.

В связи с этим нелишне напомнить, что стоимость НИР и ОКР, включая экспериментальные работы для достижения перечисленных целей, составляет примерно один промилле от величины затрат на сооружение объекта. А эта величина сама составляет ту же тысячную долю от затрат на ликвидацию последствий возможной ядерной аварии, которая может произойти из-за недостаточности или низкого качества НИР.

Одновременно разрабатывались разнообразные ПС, отладка которых производилась на всём массиве полученных опытных данных с тем, чтобы уточнить уравнения и замыкающие соотношения математических моделей, адаптировать их к реальному объекту с целью последующего применения для расчётов процессов в оборудовании АС. Разумеется, особенное значение придавалось экспериментальным исследованиям тех режимов, которые невозможно воспроизвести и изучить на действующей РУ.

Насколько известно, подобные эксперименты для БРЕСТа пока не проводились, хотя целый ряд таких исследований на фрагментных моделях основного оборудования уже запланирован. Эксперименты на двух небольших интегральных стендах со свинцовым теплоносителем ЭУСТ (НИКИЭТ) /9/ и СПРУТ (ФЭИ) /10/ позволяют изучить только малую часть перечисленных явлений. Думается, что при разработке нового типа реактора вряд ли удастся ограничиться только модельными исследованиями этих эффектов. Основное предназначение крупномасштабных фрагментных и структурно-подобных стендов – воспроизведение аварийных режимов в условиях, приближённых к натурным. И верификация петлевых теплогидравлических кодов – только одна из решаемых на них задач в ряду  тех, что перечислены выше.

Например, для достижения первых трёх целей следовало бы провести системное   экспериментальное исследование нормальной эксплуатации макета РУ для подтверждения стабильности долговременного поддержания кислородного режима в разных элементах конструкции РУ и возможностей его эксплуатационной диагностики. При этом был бы воспроизведён целый ряд тесно связанных между собой теплофизических и химических процессов в оборудовании БРЕСТа, протекание которых изучено ещё не достаточно. Прежде всего, это комплекс проблем, обусловленных мало исследованным теплоносителем:

  • взаимодействие свинца с разными марками стали при эксплуатационных концентрациях кислорода и примесей в РУ,

  • образование и транспорт по контуру примесей,

  • влияние застойных зон и концентрации примесей в контуре,

  • формирование и влияние отложений на макетах основного оборудования,

  • измерение и управление кислородным режимом в элементах РУ,

  • режимы пуска и останова,

  • токсичность свинца и т.п.

Среди аварийных режимов особый интерес вызывает разрыв труб в парогенераторе, изучение взаимодействия свинца с водой и паром в условиях нарушения циркуляции в контуре и при различных величинах неплотности:

  • истечение пароводяной смеси в поток свинца,

  • движение паровых образований в жидком свинце,

  • распространение импульса давления по контуру РУ,

  • теплообмен в присутствии пароводяной смеси в свинце.

     

    Следует напомнить, что в исследованиях на крупномасштабных установках сталкиваются с такими отдельными эффектами, которые сложно прогнозировать умозрительно, а значит, они могут быть упущены в матрицах верификации.

Имеющиеся рекомендации типа /11/ содержат формулы и методики для расчёта так называемых «отдельных явлений» гидродинамики и теплообмена и находят применение при разработке кодов, но они и не претендуют на описание перечисленных выше явлений. К сожалению, отмеченный процесс постепенной утери знаний и снижения требований к самим себе начался не сегодня, и в качестве примера можно привести рекомендации по формированию матрицы верификации, содержащиеся в /12/.

Структура и содержание матрицы верификации пришли к нам в конце 1980-х вместе с зарубежными кодами и рабочими станциями. Все экспериментальные установки, используемые для верификации ПС, классифицировались только на две группы: для исследования отдельных эффектов и интегральные стенды. Последние наряду с небольшими интегральными установками включали в себя упомянутые фрагментные и структурно-подобные крупномасштабные стенды.

В /12/ приведены два важных требования: «При использовании для верификации ПС  экспериментальных данных, полученных на не полномасштабных ЭУ, должна приводиться информация о масштабном  факторе и его влиянии на результаты экспериментов.

Для ПС, заявленных для расчетов режимов и/или состояний ОИАЭ в целом, проверка должна проводиться путем сопоставления результатов расчетов и данных экспериментов, полученных на ОИАЭ и/или экспериментальных установках, структурно-подобных моделируемому объекту».

В приведённых цитатах ЭУ означает экспериментальная установка, ОИАЭ – объект использования атомной энергии. К сожалению, понятия « интегральный стенд», «масштабный фактор», «полномасштабный и структурно-подобный стенд» в документе не определены, что становится причиной нередких споров о полноте обоснований. Трудно сказать, насколько было осознанно решение скрыть под термином «интегральный» разные группы различных типов стендов. Возможно, как часто бывало, сыграли роль трудности перевода, но, как известно, каждая страна, самостоятельно развивавшая АС, имела по одному, а то и несколько таких крупномасштабных установок /13/. Практически, на всех конверсионных реакторах в качестве теплоносителя использовалась вода, и подобных стендов в мире насчитывалось более десятка. Так что результаты всех исследований на них лежат в основе обоснования работоспособности и безопасности действующих водоохлаждаемых РУ.


Аттестация кодов

Процесс потери критических знаний парадоксальным образом оказался связанным с усилением в нашей стране  роли регулирующего органа, который, как уже отмечалось, в ряде ФНП  потребовал аттестации ПС, применяемых для обеспечения и обоснования безопасности.

Перечисленные выше основные цели экспериментов не могут быть предметом детального нормирования и устанавливаются в ФНП в самом общем виде, например в /14/, так как влияют на безопасность использования атомной энергии. Требования по их достижению относятся к компетенции проектных и конструкторских организаций и могли бы быть установлены или органом управления, или  эксплуатирующей организацией. А в отсутствие таких требований у ряда молодых специалистов возникло представление, что все эти проблемы можно решать с помощью разнообразных ПС, а эксперименты служат исключительно для их верификации. Разумеется, перечисленные цели достигаются, в том числе, и с применением верифицированных кодов, но не должны ограничиваться этим применением. Получается, что требования аттестации ПС содержатся в нормативных документах и худо-бедно выполняются. А необходимость достижения вышеперечисленных целей в нормативных актах не отражена и может быть проигнорирована.

За прошедшие четверть века НИКИЭТ разработал собственные ПС для проектных расчётов  БРЕСТа, но для обоснований безопасности в рамках получения необходимых лицензий их оказалось недостаточно. К проекту привлекли специализированные подразделения ИБРАЭ РАН, которым поручили системные расчёты по детерминистским обоснованиям безопасности. В настоящее время аттестация ПС активно осуществляется, не все важнейшие нейтронно-физические, теплогидравлические, прочностные и другие ПС аттестованы, так как или ещё не поданы на экспертизу, или имеются замечания, препятствующие аттестации.

Вместе с тем, в последние годы был аттестован целый ряд ПС для нейтронно-физических расчётов рабочих органов системы управления и защиты (РО СУЗ), расчётов напряжённо-деформированного состояния и формоизменения блока защиты активной зоны БРЕСТа в стационарных условиях, прочностных расчётов РО СУЗ, коллектора подачи свинцового теплоносителя, системы хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), расчётов строительных конструкций и т.д.

Причина такого состояния дел системна и, по нашему мнению, является  одним из последствий Чернобыльской аварии. К её моменту советские ПС для обоснования безопасности ВВЭР и РБМК, надо признаться, уступали западным кодам, предназначенным для зарубежных РУ, главным образом, из-за отставания в технических возможностях вычислительной техники.  В Гидропрессе, НИКИЭТе, РНЦ КИ, ФЭИ и других организациях разрабатывались собственные ПС для проектных расчётов примерно одинакового уровня сложности.

Однако после Чернобыля в СССР, а затем и в РФ в рамках зарубежной помощи начали поступать персональные компьютеры и рабочие станции с инсталлированными на них зарубежными кодами. Их начали приспосабливать для расчётов отечественных РУ, снабжая исходными данными конкретных объектов. Так, например, для теплогидравлических кодов вся эта деятельность по освоению кодов RELAP, ATHLET, CATARE и т.п. имела далеко ведущие последствия. Она участвовала в погребении российской вычислительной техники, обеспечивала западных специалистов актуальными данными об отечественных АС и серьёзно влияла на развитие собственных кодов для обоснования безопасности  российских РУ.

Перечисленные коды разрабатывались зарубежными регуляторами для лицензионных расчётов. Иностранные проектные организации имели свои ПС, не распространявшиеся за пределы реакторостроительных компаний. Так было и в СССР: Гидропресс имел собственные  ПС для расчётов ВВЭР, а НИКИЭТ – для РБМК.

Причём проектные коды применительно к обоснованиям безопасности ВВЭР создавались не только в Гидропрессе, но и в НИТИ, РНЦ КИ и других заинтересованных институтах. Все эти RELAP, ATHLET и другие коды служили для сопоставления с проектными расчётами. А так как развитие РБМК было остановлено,  то НИКИЭТ оказался предоставленным самому себе и остался на уровне только своих возможностей, адаптируя RELAP и ATHLET для обоснований безопасности. В результате в настоящее время детерминистские теплогидравлические расчёты ВВЭР проводятся по целому ряду российских аттестованных программных комплексов (ТРАП, КОРСАР и др.), а обосновывающие безопасность расчёты РБМК проводятся по аттестованному коду RELAP-РБМК.

И экспериментальных исследований применительно к верификации ПС для ВВЭР было значительно больше, чем для РБМК. Ведь многие данные для PWR могли быть использованы для ВВЭР, а РБМК был доморощен и уникален. Большой комплекс экспериментов для РБМК был проведён на крупномасштабных стендах ЭНИЦ тогда, когда программа развития канальных реакторов уже была свёрнута. Эти исследования происходили в рамках продления назначенного срока эксплуатации. В весьма похожем на РБМК положении может оказаться проект БРЕСТа, к рассмотрению которого мы переходим.

 

Особенности верификации

Очевидное уменьшение числа организаций, привлекаемых в настоящее время к обоснованиям работоспособности и безопасности РУ, приводит к снижению количества и разнообразия экспериментальных установок и к концентрации НИР преимущественно на разработке ПС. Опыт обоснования конверсионных реакторов показал необходимость комплекта разных кодов, однако расчётчики столкнулись с недостаточным количеством экспериментальных данных, важных для полноценной верификации.

Экспериментальные установки, использующие свинец в качестве теплоносителя, в основном, относятся к установкам, изучающим отдельные эффекты гидродинамики и теплообмена на объектах простой геометрии или на оборудовании, предназначенном для специальных задач. Таких исследований немного, поэтому для верификации  начали использовать результаты экспериментов, проведённых на разных стендах и других теплоносителях: воздух, вода, натрий, свинец-висмут и т.п.  Причём в обосновании такой стратегии лежит довольно широко понимаемая и агрессивно применяемая теория подобия.

Напомним её основные постулаты /15,16/:

  • модель и прототип должны быть геометрически подобны,

  • физические процессы в модели и прототипе должны описываться одинаковыми дифференциальными уравнениями,

  • безразмерные граничные и начальные условия в модели и прототипе должны быть тождественны.

Теория подобия особенно эффективна в тех областях науки, где большое число взаимодействующих явлений описывается эмпирическими корреляциями. Она была создана экспериментаторами для облегчения условий опытов, детализации и повышения точности измерительных систем путём снижения параметров исследуемых процессов, уменьшения размеров рабочих участков, использования модельных жидкостей и т.п. Также теория подобия весьма удобна для обобщения опытных данных и распространения их результатов за пределы режимных параметров проведённых исследований. То есть она является одним из эффективных методов планирования и обобщения результатов экспериментов. Экспериментальная модель создаётся подобной проекту реального объекта с тем, чтобы результаты измерения модельных параметров можно было бы использовать для оценки поведения прототипа. 

В рамках же рассматриваемого проекта теорию подобия применяют расчётчики, чтобы привлечь для верификации разрабатываемых ими кодов немногочисленные эксперименты на свинце и различных модельных жидкостях. При этом часто можно слышать и даже читать, что близость величин чисел Прандтля для свинца и натрия обеспечивает подобие исследуемых явлений.

Из математической логики хорошо известно, что прямая и обратная теоремы, вообще гово­ря, не равносильны, то есть одна из них может быть истинной, а другая ложной. Так, прямая теорема гласит: если постулаты теории подобия выполнены, то определяющие критерии для прототипа и модели должны быть равны. Но обратная теорема: если определяющие критерии (включая числа Прандтля) для прототипа и модели равны, то процессы подобны, увы, выполняется не всегда, рис. 2. Дело в том, этот критерий, учитывающий влияние физических свойств теплоносителя на теплоотдачу, один из немногих безразмерных чисел, которые не зависят от линейного размера. А значит, помимо равенства чисел Прандтля должно выполняться ещё и условие геометрического подобия. 

Рис.2. Прямые и обратные теоремы

Для подтверждения этих соображений приведём конкретный пример. Эксперименты по теплообмену внутри трубы при граничных условиях 1-го рода могут служить модельным исследованием для любой трубы: коэффициент подобия будет равен отношению диаметров. Но эксперименты по теплопередаче, где играет роль ещё и толщина стенки, строго говоря, могут считаться модельными только, если отношение диаметров окажется равно отношению толщин.  А это маловероятно, так как толщины стенок в модели и прототипе выбираются из условий прочности, из существующего сортамента труб, а отнюдь не из подобия с недостроенным прототипом. Так что равенство чисел Прандтля в этом случае отнюдь не свидетельствует о подобии явлений.

Для лучшего понимания ограничений в применении теории подобия для верификации ПС на давних, уже проведённых экспериментах приведём особенно наглядный пример с моделированием активных зон (АЗ), подробно рассмотренный в /17,19/. Очевидно, что согласно первому постулату теории подобия строгая модель АЗ должна иметь столько же твэлов, что и прототип, только уменьшенных по высоте и  диаметру в одинаковое число раз, рис. 3.  И столь же очевидно, что теплогидравлические условия обтекания такой модели окажутся совсем иными, чем реальной АЗ. Так что все эксперименты на стержневых сборках, сохраняющих натурные диаметры и расстояния меж осями, по существу являются не моделями, а фрагментами этих реальных АЗ. То же можно сказать при моделировании парогенераторов, у которых размеры трубчатки и коллекторов должны быть корректно уменьшены в экспериментальной модели.

Рис. 3. Подобие сложных объектов.

Вместе с тем, экспериментаторам хорошо известен так называемый «масштабный эффект», состоящий в том, что при изменении масштаба в модели могут возникнуть новые явления, которых нет в прототипе. Так, при переходе к уменьшенным размерам даже в простой геометрии большую роль начинают играть пристеночные процессы, условия смачиваемости, неровности, шероховатости, овальность и т.п. В свою очередь, при увеличении размеров в большей степени проявляются такие явления, как неравномерность распределения потоков по сечению, влияние радиальных перетоков, увеличение масштаба турбулентности и т.п. То есть уравнения, описывающие поведение среды в прототипе и модели, оказываются различными.

Столь же хорошо известен «эффект измерителя», когда контактный датчик (термопара, трубка Пито, дроссель) воздействует на измеряемый параметр просто в силу своего наличия в потоке. Понятно, что в уменьшенной модели этот эффект будет тем выше, чем больше коэффициент геометрического подобия с прототипом.  Кроме того, в экспериментальной установке играют роль такие особенности модели, как наличие имитаторов твэлов с электрическим обогревом, которые зачастую сделаны из других материалов, устройства подвода к ним энергии, отсутствующие в прототипе, и т.п.

Поэтому не так просто привлечь для верификации кодов давние опыты ФЭИ и ЦКТИ по изучению различного обтекания свинцом змеевиков, пучков труб и течения свинца в них. Легко видеть, что такой «обратный переход», как правило, не выполним, так как опытные данные даже со стендов простой геометрии (пластина, труба, сфера и т.п.) не могут  использоваться для верификации.  К сожалению, хотя бы один из постулатов теории подобия на этих стендах не реализуется. Или стенд не подобен прототипу, например, в экспериментах на сборках и змеевиках. Или уравнения не учитывают физические явления, характерные для разных теплоносителей. Или в граничных условиях невозможно устранить влияние стенок стенда. 

В отсутствие системной программы экспериментов для верификации кодов и возникают рассуждения о приближённом моделировании, квазиподобии и других околонаучных паллиативах и фантомах, сопровождающих привлечение для верификации современных ПС ещё советских экспериментов ЦКТИ или ФЭИ на змеевиках и сборках, когда БРЕСТа не было и в помине. Да и трудно представить объект, проектируемый, исходя из его подобия с экспериментальным стендом.

Дефицит модельных экспериментальных исследований на свинце вызвал к жизни такие новации, как использование испытаний на реальной РУ БН-600 для верификации ПС применительно к БРЕСТ-ОД-300, исходя из близости чисел Прандтля. Разумеется, для расчётов стационарного течения однофазной жидкости могут применяться и реакторные исследования, если измерительная система обеспечивала адекватную диагностику. Но ПС, предназначенные для обоснований безопасности, должны рассчитывать весь комплекс отдельных эффектов, перечисленных в предыдущем разделе и отсутствующий на модельных установках. В статье /17/ очень аккуратно продемонстрировано, что теплофизические процессы диссипации, смачивания, внутреннего и граничного трения и т.п. различно влияют в нестационарных условиях прототипа и модели. Вряд ли конструкторы БН-600 в 1970-х годах могли предусмотреть его подобие с БРЕСТом.

Трудности обращения с жидким свинцом привели к тому, что даже в современных экспериментах для изучения теплогидравлических процессов в парогенераторе БРЕСТа вместо свинца использовали перегретый пар /18/. Конечно, цели, поставленные в этой диссертации, были достигнуты, но экспериментаторы, пойдя по лёгкому пути, потеряли возможность получения дополнительного опыта работы со свинцом.

В статье /19/ подробно рассмотрены различные причины, препятствующие переносу опытных данных на реальный прототип, а в /17/ проанализированы теплофизические условия, нарушающие моделирование на стендах и РУ. В них показано, что, строго говоря, ни одна экспериментальная установка не  моделирует аварийные режимы, которые могут произойти на реальном объекте. Эти режимы можно моделировать только программными средствами, верифицированными на целом ряде экспериментальных установок. А так как проблемы новы, сложны  и разнообразны, то опытных стендов должно быть много, явления следует изучать с разных сторон, разными коллективами исследователей.  Среди этих установок непременно должны быть фрагментные и структурно-подобные крупномасштабные стенды, на которых могут воспроизводиться аварийные условия. В этом – пафос обеих статей: аварийные режимы не моделируются, а воспроизводятся, соответствующие экспериментальные стенды являются не моделями, а макетами РУ. В те годы вопрос об использовании модельных жидкостей, скажем, для ВВЭР вообще не ставился. Конечно, отдельные эффекты могли изучаться на воздухе или фреонах, но затем обязательно проводили подтверждающие контрольные опыты  на воде при натурных режимных параметрах.

Там же отмечено важное обстоятельство, которое также оказалось забыто к настоящему времени. Все сборки с водяным теплоносителем, на которых проводились эксперименты, были спроектированы, исходя  не из условий геометрического моделирования, а из максимального сходства с реальной кассетой: диаметр и высота твэлов, расстояния между ними, шаг между дистанционирующими решётками – все эти геометрические параметры стендов сохранялись теми же, что и на натурном объекте. Между собой экспериментальные установки отличались количеством и типом имитаторов твэлов и способом выделения в них тепла. Большинство стендов были электрообогреваемы, что создавало неустранимые возмущения в гидродинамике подводящих и выходящих из рабочих участков потоков. То есть все такие стенды были фрагментами реальных сборок, макетами, а не их геометрически подобными моделями.

Да и количество экспериментальных установок, на которых получены результаты, использованные для верификации ПС для водоохлаждаемых реакторов, в сотни раз больше, чем число стендов со свинцовым теплоносителем. На недавнем семинаре один из авторитетнейших приверженцев проекта заявил, что для верификации кодов использованы результаты 60-и экспериментальных установок со свинцовым теплоносителем в России и за рубежом. Полезно напомнить, что в давние времена в одном только ВТИ было более ста стендов для изучения процессов в РУ с водяным теплоносителем.

Мало того, что для верификации ПС применительно к БРЕСТу собираются с бору по сосенке разные эксперименты, поставленные в те годы, когда и не ведали этого проекта. Уже в наше время проводятся эксперименты на фрагментах реального оборудования с модельными жидкостями, якобы подобные прототипу без подробного анализа исполнения условий подобия. Всё это свидетельствует о наличии объективных трудностей работы со свинцом, но также о понижении требований экспериментаторов к самим себе и о дефектах стратегии экспериментального обоснования этого проекта. Можно надеяться, что он будет продолжен, и его участники воспользуются возможностями получения новых опытных данных. Во всяком случае, отмеченные в данном докладе недостатки экспериментальных обоснований целесообразно иметь в виду.

По нашему мнению, в составе проводимых НИР должны быть интегральные стенды для исследования разнообразных условий реализации технологии свинцового теплоносителя и хотя бы один крупномасштабный структурно-подобный стенд с фрагментами реальной АЗ, на котором можно было бы воспроизводить основные нормальные и аварийные режимы РУ в том числе и те, что перечислены выше. Очень полезным было бы также сооружение крупномасштабного макета РУ на площадке СХК, где предполагается сооружение БРЕСТа, для того чтобы будущий персонал учился обращению с новым для энергетики теплоносителем.

Заключение

На памяти специалистов моего поколения насчитывается несколько крупных проектов, в которых поставленные цели не были достигнуты. К их числу можно отнести магнитогидродинамический генератор (МГД-генератор) —установка, в которой энергия электропроводящей среды, движущейся в магнитном поле, преобразуется непосредственно в электрическую энергию. Или ядерный реактор с диссоциирующим теплоносителем, кпд которого мог превысить 50%. Основными причинами, воспрепятствовавшими их реализации, были отсутствие подходящих материалов, оборудования и технологий. Ряд коллег, примеряющих тогу пророков, к подобным проектам относит ITER.

Оценка же этих проектов прямо зависит от оперативного масштаба времени. Если полагать  их созданиями прикладной науки, то в ближайшее время полученные в них результаты вряд ли будут внедрены, и можно говорить, что затраченные ресурсы выброшены на ветер. Но при отнесении их результатов к фундаментальной науке можно утверждать, что развиты целые научные направления в физике плазмы, теплофизике диссоциирующих сред и т.п. И никто не знает, как эти направления будут использованы последующими поколениями, и не окажутся ли они золотыми россыпями, из которых  наши потомки будут черпать необходимые им и неведомые нам сведения. Ведь Э.Резерфорд в 1933 году сомневался в возможности «управлять атомной энергией в такой степени, чтобы это имело какую-нибудь коммерческую ценность» /20/.

Только будущее покажет, к какой группе будет отнесён проект БРЕСТ. Задержка с сооружением даёт его авторам дополнительное время для обоснований. Во всяком случае, в ближайшие пару лет нет нужды торопиться с получением необходимых аттестатов и лицензий. Поэтому есть возможность сконцентрироваться на первоочередных экспериментальных исследованиях тех процессов, которые связаны с мало изученным теплоносителем – свинцом, а не притягивать за уши сомнительные эксперименты на модельных жидкостях.

Если БРЕСТу суждено реализоваться, то чем больше будет опыта работы со свинцовым теплоносителем в разнообразных режимах, тем меньше проблем придётся решать на реальном объекте, хотя бы предназначенном для опытно-демонстрационого применения. Создание новых технологий всегда связано с ломкой устоявшихся психологических представлений, сложившихся традиций, с так называемым когнитивным диссонансом. В конце концов, крупномасштабные стенды для ВВЭР появились в России через 30 лет после сооружения первых АС с этим реактором. Так что у нас ещё есть запас времени до ввода в эксплуатацию БРЕСТа.


Литература

  1.  Постановление правительства РФ от 11. 11. 2017г.  № 1367 «О внесении изменений в федеральную целевую программу Российской Федерации "Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 - 2015 годов и на перспективу до 2020 года".

  2. Орлов В.В., Аврорин Е.Н., Адамов Е.О. и др. Нетрадиционные концепции АЭС с естественной безопасностью // Атомная энергия. Т. 72. Вып. 4, 1992.

  3. Денискин В.П., Дмитриев А.М., Наливнов В.И. и др. Некоторые результаты исследования и перспективы развития высокотемпературного реактора с твёрдым теплоносителем // Атомная энергия. Т. 99. Вып. 5, 2005.

  4. Гордон Б.Г. Безопасность ядерных объектов. М. МИФИ, 2014.

  5. Орлов В.В. Ядерная энергетика на быстрых реакторах – новый старт // Атомная стратегия, 2008, № 1–2.

  6. Аврорин Е.Н., Адамов Е.О., Алексахин Р.М. и др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в ХХI веке. М.: ОАО «НИКИЭТ», 2012.

  7. Митенков, Ф.М. Реакторы на быстрых нейтронах и их роль в становлении "большой" атомной энергетики // Экономические стратегии. - 2004. - N 8. 

  8. Аникин В.И. О «Прорыве» и прорывах. Архив сайта ПроАтом, январь, 2018

  9. Драгунов Ю.Г., Лемехов В.В., Моисеев А.В. и др. Технический проект РУ БРЕСТ_ОД-300: этапы разработки и обоснование.  М., IV МНТК НИКИЭТ-2016.

  10. Грабежная В.А., Михеев А.С. Теплогидравлические испытания многотрубной модели парогенератора в режиме частичных параметров. ВАНТ, серия ядерно-реакторные константы, вып.3, 2017.

  11. Руководство по безопасности РБ-075-12:   «Расчетные соотношения и методики расчета гидродинамических и тепловых характеристик элементов и оборудования ядерных энергетических установок с жидкометаллическим теплоносителем».

  12. Руководящий документ РД-03-34-2000: «Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии».

  13. Гордон Б.Г., Ковалевич О.М. Проблемы исследований на крупномасштабных экспериментальных установках. Теплоэнергетика, № 10, 1992.

  14. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ АС, НП-001-15,  М.: НТЦ ЯРБ, 2016.

  15. Эйгенсон Л.С. Моделирование. Советская наука, М., 1952.

  16. Гухман А.А. Применение теории подобия к исследованию процессов тепло-и массообмена., М., Высшая школа, 1967.

  17. Лабунцов Д.А., Муратова Т.М. О моделировании аварий в системах ЯЭУ. Теплоэнергетика, № 10, 1992.

  18. Семченков А.А. Исследование теплогидравлических процессов в парогенераторе со свинцовым теплоносителем. Автореферат на соискание учёной степени кандидата технических наук. М. НИКИЭТ, 2015.

  19. Гордон Б.Г. Моделирование теплогидравлических процессов на крупномасштабных исследовательских установках. Теплоэнергетика, № 6, 1993.

  20. Кудряшов Н.А. Открытия в физике и создание атомного оружия. М.НИЯУ МИФИ, 2015.







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8312