Особенности тепломассопереноса при эксплуатации парогенераторов атомных ледоколов

Юрий [Yuriy] Борисович [B.] Воробьев [Vorobyev]; Денис [Denis] Константинович [K.] Долгополов [Dolgopolov]; Анастасия [Anastasiya] Львовна [L.] Малышева [Malysheva]; Артем [Artem] Евгеньевич [E.] Симонов [Simonov]; К.Н. [K.H.] Чыонг Ван [Truong Van]; Мария [Mariya] Евгеньевна [E.] Панина [Panina]; Дахир [Dakhir] Сулейманович [S.] Уртенов [Urtenov]; Михаил [Mikhail] Леонидович [L.] Лукашенко [Lukashenko]

doi:10.24160/1993-6982-2022-2-11-20

Юрий [Yuriy] Борисович [B.] Воробьев [Vorobyev]
Денис [Denis] Константинович [K.] Долгополов [Dolgopolov]
Анастасия [Anastasiya] Львовна [L.] Малышева [Malysheva]
Артем [Artem] Евгеньевич [E.] Симонов [Simonov]
К.Н. [K.H.] Чыонг Ван [Truong Van]
Мария [Mariya] Евгеньевна [E.] Панина [Panina]
Дахир [Dakhir] Сулейманович [S.] Уртенов [Urtenov]
Михаил [Mikhail] Леонидович [L.] Лукашенко [Lukashenko]

DOI: https://doi.org/10.24160/1993-6982-2022-2-11-20

Keywords: hydrogen embrittlement, nuclear-powered icebreakers, floating power unit, computer codes, steam generator

Abstract

The problem of hydrogen induced embrittlement of and crack formation in the piping systems of nuclear-powered icebreaker steam generators is considered. Information about the relevance of this problem for ensuring reliable operation of the nuclear power installations of transport facilities and similar systems such as floating nuclear power units is given. Hydrogen accumulation in the steam generator feedwater header pipes welding zone and their subsequent hydrogen-induces embrittlement lead to crack formation. For modeling the hydrogen transport processes from the reactor to the steam generator, two types of computer codes are jointly used: 1D approximation and 3D ones. The performed analysis has identified the main characteristic processes. For solving the problem, it was decomposed into subproblems. The transport of vapor-gas bubbles in the steam generator was analyzed with paying special attention to studying their behavior in the steam generator internal cylinder. It is shown that, despite the presence of structural obstacles in the inner cylinder, coolant convective motion and bubble floatation occur. An alternative hypothesis is put forward, according to which cracks may be caused by cavitation on the secondary system coolant side. To check the hypothesis, 3D modeling was carried out, the results of which did not confirm its validity. The obtained study results can be used to substantiate measures on preventing the hydrogen-induced embrittlement of and crack formation in the steam generator piping systems of nuclear-powered icebreakers, floating nuclear power units, and small capacity NPPs.

Information about authors

Юрий [Yuriy] Борисович [B.] Воробьев [Vorobyev]

Ph.D. (Techn.), Assistant Professor of Nuclear Power Plants Dept., NRU MPEI, Leading Researcher of National Research Center «Kurchatov Institute», e-mail: yura3510@gmail.com

Денис [Denis] Константинович [K.] Долгополов [Dolgopolov]

Student of Nuclear Power Plants Dept., NRU MPEI, e-mail: DolgopolovDK@mpei.ru

Анастасия [Anastasiya] Львовна [L.] Малышева [Malysheva]

Ph.D.-student of Nuclear Power Plants Dept., NRU MPEI, e-mail: nesticmal@mail.ru

Артем [Artem] Евгеньевич [E.] Симонов [Simonov]

Student of Nuclear Power Plants Dept., NRU MPEI, e-mail: SimonovAY@mpei.ru

К.Н. [K.H.] Чыонг Ван [Truong Van]

Ph.D.-student of Nuclear Power Plants Dept., NRU MPEI, e-mail: nhattvk@gmail.com

Мария [Mariya] Евгеньевна [E.] Панина [Panina]

Chief Designer of the Project, JSC «Baltic Plant», e-mail: paninam@yandex.ru

Дахир [Dakhir] Сулейманович [S.] Уртенов [Urtenov]

Head of Department of National Research Center «Kurchatov Institute», e-mail: Urtenov_DS@nrcki.ru

Михаил [Mikhail] Леонидович [L.] Лукашенко [Lukashenko]

Ph.D. (Techn.), Leading Researcher of National Research Center «Kurchatov Institute», e-mail: mllu@yandex.ru

References

1. Уртенов Д.С. и др. Особенности водно-химического режима I контура и проблемы эксплуатации оборудования реакторных установок атомных ледоколов // Теплоэнергетика. 2020. № 8. С. 86—92.
2. RELAP5/MOD3.3 Code Manual, NUREG/CR-5535/Rev P3-Vol. I-6.
3. Технический отчет к договору № 293/8/298. Полунатурные ресурсные испытания фрагментов трубной системы парогенератора ПГ-28 атомного ледокола «Вайгач». СПб.: ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», 2004.
4. Бахметьев А.М. и др. Анализ возможных причин и механизмов отказов трубных систем парогенераторов атомных судов // Арктика: экология и экономика. 2013. № 3(11). С. 97—101.
5. Колачев Б.А., Ливанова В.А., Буханова А.А. Механические свойства титана и его сплавов. М.: Металлургия, 1974.
6. Отчет по этапу № 06.03 к договору № 6/302803. Анализ результатов материаловедческих исследований и испытаний образцов, вырезанных из ПГ-28 АППУ, а/л «Таймыр», разработка, оформление и согласование заключений и рекомендаций СПб.: ФГУП ЦНИИ КМ «Прометей», 2015.
7. Касперович А.И, Колесов Б.И., Сандлер Н.Г. Водно-химические процессы в реакторных установках атомных ледоколов и плавучих энергоблоков // Атомная энергия. 1996. Т. 81. № 4. С. 261—266.
8. Буланов А.В. и др. Радиолиз аммиака в теплоносителе первого контура реакторных установок плавучих энергоблоков // Атомная энергия. 2000. Т. 88. № 5. С. 353—358.
9. Калин Б.А., Шмаков А.А. Поведение водорода в реакторных сплавах циркония // Материаловедение. 2005. № 10. С. 50—56.
10. Малышева А.Л., Кононова А.Д., Воробьев Ю.Б. Расчетное моделирование тепломассопереноса в парогенераторах атомных ледоколов // Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики: Сб. докл. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2018. С. 751—763.
11. Vorobyev Y.B., Malysheva A.L., Kononova A.D., Truong Van Khanh Nhat. Developing of Modeling Approach of the Steam Generator Cracking of Floating NPP, Vinanst-13 // Proc. Vietnam Conf. Nuclear Sci. and Technol. Vietnam: Vietnam Atomic Energy Institute, 2019. P. 83.
12. Павлихин А.Ю., Пугачёв М.А., Воробьев Ю.Б. Использование совместного CFD-1D — моделирования для анализа безопасности АЭС // Инновации в атомной энергетике: Сб. докл. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2017. С. 491—501.
13. Парогенератор ПГ-28c. Руководство по эксплуатации. СПб.: ОАО «СКБК», 2007.
---
Для цитирования: Воробьев Ю.Б., Долгополов Д.К., Малышева А.Л., Симонов А.Е., Чыонг Ван К.Н., Панина М.Е., Уртенов Д.С., Лукашенко М.Л. Особенности тепломассопереноса при эксплуатации парогенераторов атомных ледоколов // Вестник МЭИ. 2022. № 2. С. 11—20. DOI: 10.24160/1993-6982-2022-2-11-20
---
Работа выполнена с использованием: оборудования центра коллективного пользования «Комплекс моделирования и обработки данных исследовательских установок мега-класса» НИЦ «Курчатовский институт» (субсидия Минобрнауки, идентификатор работ RFMEFI62117X0016)
#
1. Urtenov D.S. i dr. Osobennosti Vodno-khimicheskogo Rezhima I Kontura i Problemy Ekspluatatsii Oborudovaniya Reaktornykh Ustanovok Atomnykh Ledokolov. Teploenergetika. 2020; 8: 86—92. (in Russian).
2. RELAP5/MOD3.3 Code Manual, NUREG/CR-5535/Rev P3-Vol. I-6.
3. Tekhnicheskiy Otchet k Dogovoru № 293/8/298. Polunaturnye Resursnye Ispytaniya Fragmentov Trubnoy Sistemy Parogeneratora PG-28 ATOMNOGO LEDOKOLA «Vаygach». SPb.: FGUP TSNII KM «Prometey», 2004. (in Russian).
4. Bakhmet'ev A.M. i dr. Analiz Vozmozhnykh Prichin i Mekhanizmov Otkazov Trubnykh Sistem Parogeneratorov Atomnykh Sudov. Arktika: Ekologiya I Ekonomika. 2013;3(11):97—101. (in Russian).
5. Kolachev B.A., Livanova V.A., Bukhanova A.A. Mekhanicheskie Svoystva Titana i Ego Splavov. M.: Metallurgiya, 1974. (in Russian).
6. Otchet po Etapu № 06.03 k Dogovoru № 6/302803. Analiz Rezul'tatov Materialovedcheskikh Issledovaniy i Ispytaniy Obraztsov, Vyrezannykh iz PG-28 APPU, a/l «Taymyr», Razrabotka, Oformlenie i Soglasovanie Zaklyucheniy i Rekomendatsiy SPb.: FGUP TSNII KM «Prometey», 2015. (in Russian).
7. Kasperovich A.I, Kolesov B.I., Sandler N.G. Vodno-khimicheskie Protsessy v Reaktornykh Ustanovkakh Atomnykh Ledokolov i Plavuchikh Energoblokov. Atomnaya Energiya. 1996;81;4:261—266. (in Russian).
8. Bulanov A.V. i dr. Radioliz Ammiaka v Teplonositele Pervogo Kontura Reaktornykh Ustanovok Plavuchikh Energoblokov. Atomnaya Energiya. 2000;88;5:353—358. (in Russian).
9. Kalin B.A., Shmakov A.A. Povedenie Vodoroda v Reaktornykh Splavakh Tsirkoniya. Materialovedenie. 2005;10:50—56. (in Russian).
10. Malysheva A.L., Kononova A.D., Vorob'ev Yu.B. Raschetnoe Modelirovanie Teplomassoperenosa v Parogeneratorakh Atomnykh Ledokolov. Innovatsionnye Proekty i Tekhnologii Yadernoy Energetiki: Sb. Dokl. M.: Izd-vo AO «NIKIET», 2018;751—763. (in Russian).
11. Vorobyev Y.B., Malysheva A.L., Kononova A.D., Truong Van Khanh Nhat. Developing of Modeling Approach of the Steam Generator Cracking of Floating NPP, Vinanst-13. Proc. Vietnam Conf. Nuclear Sci. and Technol. Vietnam: Vietnam Atomic Energy Institute, 2019:83. (in Russian).
12. Pavlikhin A.Yu., Pugachev M.A., Vorob'ev Yu.B. Ispol'zovanie Sovmestnogo CFD-1D — Modelirovaniya dlya Analiza Bezopasnosti AES. Innovatsii v Atomnoy Energetike: Sb. dokl. M.: Izd-vo AO «NIKIET», 2017:491—501. (in Russian).
13. Parogenerator PG-28c. Rukovodstvo po Ekspluatatsii. SPb.: OAO «SKBK», 2007. (in Russian).
---
For citation: Vorobyev Yu.B., Dolgopolov D.K., Malysheva A.L., Simonov A.E., Truong Van K.N., Panina M.E., Urtenov D.S., Lukashen-ko M.L. The Features of Heat and Mass Transfer in the Operation of Nuclear-Powered Icebreaker Steam Generators. Bulletin of MPEI. 2022;2:11—20. (in Russian). DOI: 10.24160/1993-6982-2022-2-11-20
---
The work was done using: Equipment of the Center for Collective Use «Complex of Modeling and Data Processing of Mega-class Research Facilities» National Research Center «Kurchatov Institute» (Subsidy of the Ministry of Education and Science, ID of works RFMEFI62117X0016)