ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ И УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ
АЭС атомная электростанция
ВВЭР водо-водяной энергетический реактор
РУ реакторная установка
ПГ парогенератор
КД компенсатор давления
ГЦН главный циркуляционный насос
ИПУ импульсное предохранительное устройство
БРУ-К быстродействующая редукционная установка (сброс в конденсатор)
БРУ-А быстродействующая редукционная установка (сброс в атмосферу)
БЗОК быстродействующий запорно-отсечной клапан
ВКС верхняя камера смешения
ВП верхний предел измерения
ГЕ гидроемкость
СКР сборная камера реактора
НКР напорная камера реактора
САОЗ система аварийного охлаждения зоны
ВД высокое давление
ТГ турбогенератор
ПСБ- экспериментальная установка (масштаб 1:300) ВВЭР
ИСБ- экспериментальная установка (масштаб 1:3000) ВВЭР
твэл тепловыделяющий элемент
ПООБ предварительный отчет обоснования безопасности
ННУЭ нарушение нормальных условий эксплуатации
УДЛ условие действия лицензии
Введение
В настоящее время в России эксплуатируются 30 энергоблоков на десяти АЭС. Общая мощность АЭС - 22.2 ГВт. В их числе 14 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР, 11 энергоблоков с реакторами типа РБМК, 4 блока с реакторами типа ЭГП и один блок на быстрых нейтронах БН-600. Доля АЭС в выработке энергии в настоящее время составляет 16 % / 46, 47,48/.
Программой развития атомной энергетики России до 2010 г. определены задачи по сохранению и наращиванию мощностей.
В этой программе также запланировано замещение выработавших ресурс АЭС на новые модификации, при этом к 2010 г. доля выработки электроэнергии на АЭС должна быть доведена до 195 млрд. кВт-ч.
Кажущееся благополучие в энергетике России, возникшее в связи со снижением в последние годы электро- и теплопотребления (соответственно на 22 и 30%) и появление действительных и мнимых резервов уменьшило остроту проблемы ввода новых мощностей, но это положение имеет временный характер.
Для надежного обеспечения баланса России в целом необходимо сохранить выработку на действующих АЭС (при продлении срока эксплуатации выработавших ресурс энергоблоков), а также замещать выбывающие АЭС. Для этого суммарный ввод мощности на АЭС до 2010 г. должен составить 6-4-9 млн. кВт (естественно на базе новых современных безопасных энергоблоков).
В настоящее время мировая и российская общественность осознает, что ядерная энергетика при обеспечении высокого уровня безопасности является экологически чистой и как базовая составляющая электроэнергетики имеет право на свое дальнейшее развитие. С учетом прогнозов на удорожание всех видов органического топлива и снижения уровня их добычи на долгосрочную перспективу, развитию атомной энергетики в России нет альтернативы.
6
Сейчас понятно, что АЭС будут более востребованы через ~ 40 лет, когда станет ощутим дефицит органического топлива. В то же время трудно ожидать, что в ближайшие годы в России будет закладываться необходимое количество новых энергоблоков АЭС. Действующие станции ~ к 2023 г. постепенно исчерпают свой ресурс. В результате этого может произойти потеря научного и инженерного потенциала целой отрасли.
Единственное реальное, что можно предложить в настоящее время -это достройка и ввод в эксплуатацию АЭС, а также продление срока службы действующих АЭС. Сейчас эта тенденция начала проявляться во всем мире и становиться наиболее актуальной задачей в настоящее время. Если эта задача будет решена, то удастся достичь периода 2030ч-2040 г. К этому периоду АЭС снова будут востребованы обществом, и начнется новый этап развития ядерной энергетики.
В настоящий период требуется решить еще одну важную задачу: обоснование и обеспечение безопасности энергоблоков третьего поколения, которые Россия строит в Китае, Индии и Иране. Проекты этих энергоблоков имеют высокую степень готовности, но и для них еще надо выполнить большой объем НИР.
Такова картина состояния атомной энергетики в России. Для того чтобы страна не утратила свое положение в этой области, необходимо сконцентрировать усилия на следующих направлениях:
- обеспечение безопасности действующих блоков;
- продление срока службы действующих блоков;
- ввод энергоблоков третьего поколения.
В настоящее время основные проектные решения по эксплуатирующимся и строящимся энергоблокам в значительной степени отработаны и обоснованы. В тоже время, ужесточение требований к повышению эффективности эксплуатации и достижению конкурентоспособности по экономическим показателям при безусловном обеспечении современных требований
7
к безопасности АЭС формируют основные проблемы, требующие экспериментального обоснования.
Решение этих проблем достигается двумя путями: верификацией расчетных кодов и прямыми экспериментами. Поскольку ни одна, самая совершенная и крупная установка не может моделировать объект с полным соблюдением требований теории подобия, между стендом и РУ должен быть как связующее звено посредник - математическая модель, реализованная в виде программного средства. Собственно обоснования безопасности выполняются расчетным путем, а экспериментальные установки служат для верификации расчетных кодов. Лишь в отдельных случаях на стендах возможны прямые квалификационные или демонстрационные эксперименты.
Как и во всех других отраслях промышленности, за последние два-три десятилетия требования, предъявляемые к безопасности в области ядерной энергетики, постоянно повышались. Безопасность не является застывшим и окончательным понятием. Оно меняется благодаря углублению знаний, приобретаемых в результате ведущейся научно-исследовательской работы, новых исследований, выполняемых на экспериментальных установках, а также в результате опыта эксплуатации, накопленного в России и других странах.
Пересмотр требований безопасности АЭС является деятельностью, дополняющей этот процесс и выявляющий вопросы, которые до этого не изучались.
Анализ поведения параметров РУ позволяет определить последствия переходных процессов и аварий. Это в свою очередь позволит выполнить проверку возможности систем безопасности и без постороннего вмешательства перевести энергоблок в безопасное состояние. Такой анализ может быть выполнен двумя способами /42/.
Первый - экспериментальный. На специальном стенде (установке) или на реальной АЭС исследуется нужный режим, в котором изучается поведение параметров РУ. Если исследование выполняется на АЭС, то этот способ пригоден для узкого класса режимов. В противном случае требуется создание
8
специальных стендов, оборудованных соответствующей системой управления и измерения.
Второй - аналитический. Он основан на анализе последствий переходных режимов или аварий с помощью системных программных средств (теп-логидравлических кодов). Этот способ требует соответствующей базы знаний для создания кодов и их последующей верификации. Важным элементом в создании такой базы являются экспериментальные исследования, необходимые для формирования верификационной базы данных.
Необходимость выполнения верификации расчетных кодов с использованием данных полученных на интегральных установках, обусловлена как объективными причинами, так и требованиями нормативных документов Госатомнадзора России, рекомендациями международных организаций (IAEA, OECD/NEA).
Объективно это связано со спецификой РУ, состоящей в невозможности воспроизведения непосредственно на блоке с целью изучения аварийных режимов, а также сложностью возникающих процессов и явлений, большой долей эмпиризма в моделях двухфазных потоков. Нормативные документы Госатомнадзора России требует выполнение верификации кода до подачи его на аттестацию.
Для целей верификации кодов используются исследования, выполненные на реальных АЭС или экспериментальных установках двух типов -фрагментных и интегральных.
Фрагментные установки моделируют компоненты реакторных установок или их узлы и предназначены для исследования отдельных теплогидрав-лических явлений. Эти исследования используются для верификации отдельных моделей кодов.
Интегральные установки моделируют циркуляционный контур реакторных установок с их ключевыми элементами и предназначены для комплексного исследования теплогидравлических процессов в переходных и
9
аварийных режимах. Эти исследования используются для верификации расчетного кода как интегральной математической модели АЭС.
В то же время идет непрерывный процесс развития и усовершенствования расчетных кодов, позволяющий снижать завышенные коэффициенты запаса (консерватизм) путем более глубокого понимания, как самих явлений, так и способов их моделирования. Этот процесс так же базируется на использовании соответствующих экспериментальных данных.
Проблема верификации отечественных теплогидравлических кодов является актуальной, так как ее решение обеспечивает стратегическую независимость проектов АЭС с ВВЭР и их коммерческую конкурентоспособность. Верификация кода является так же необходимым этапом в процессе аттестации расчетного кода.
Недостаточность уровня верификации российских расчетных кодов отмечалась в материалах и рекомендациях МАГАТЭ, в докладе группы ОЕСД "Необходимые исследования по безопасности для реакторов российского проектирования" (Париж, 1997 г.). При этом особенно очевидна необходимость в получении дополнительных экспериментальных данных на интегральных установках, где отставание от мирового уровня проявляется наиболее остро.
На необходимость верификации расчетных теплогидравлических кодов с использованием данных, полученных на интегральных установках, указывается в письме начальника Федерального надзора России по ядерной и радиационной безопасности генеральному директору концерна "Росэнергоатом" (от 13.03.97 исх. № 5-08.201):
"Госатомнадзор России придает большое значение проблеме аттестации кодов, которая в частности была рассмотрена 12.03.97 на коллегии Госатомнадзора России. Принято решение рекомендовать концерну "Росэнергоатом" поддержать НИОКР, направленные на адаптацию и верификацию отечественных и зарубежных кодов на базе упомянутых крупномасштабных установок".
10
Верификация расчетных теплогидравлических кодов представляет собой сложную научно-техническую задачу. Для её решения необходимо:
¦ выполнить качественный анализ аварий и переходных режимов,
¦ определить степень важности процессов и явлений с точки зрения безопасности АЭС,
¦ рассмотреть возможности стендовой базы и качество полученных экспериментальных данных,
¦ выполнить отбор типов экспериментов для проведения верификационных расчетов и выполнить эти эксперименты,
¦ выполнить расчеты и сопоставить результаты расчетов и экспериментальных данных (собственно верификация),
¦ подготовить верификационные отчеты.
К настоящему времени этот процесс уже достаточно формализован. Составлены специальные матрицы верификации для РУ ВВЭР /34/, в которых обобщена информация по явлениям и процессам, степени их изученности, важности для безопасности и наличию соответствующей экспериментальной базы. Эти матрицы разработаны Международной рабочей группой под эгидой OECD, которая состояла из ведущих специалистов российских организаций (ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", ФЭИ, НИТИ, ЭНИЦ и др.) и западных экспертов. При выполнении работы выявилось практически полное отсутствие данных, полученных на интегральных установках, моделирующих РУ ВВЭР-1000 /41/.
Можно также отметить, что полноценная проверка технических решений, заложенных в новых системах безопасности, может быть выполнена путем экспериментальных исследований.
Выполнение экспериментов на интегральных установках позволяет оперативно проводить исследования, необходимые для проверки не только технических решений, но и отладке и проверке процедур по управлению авариями.
11
Для выполнения экспериментальных исследований необходимо разработать программу исследований, которая учитывает имеющееся состояние базы данных, а также потребность в получении новых данных.
Применительно к РУ с реактором с водой под давлением такие программы есть у большинства стран, имеющих атомную энергетику. Программа экспериментов на стенде PKL (Германия) финансировалась совместно German Ministry of Education and Research/German Utilities/ Siemens KWU. Она выполнялась 18 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 120 аварийным и переходным режимам для немецкого PWR и составила основу для верификации расчетного кода ATHLET. Программа экспериментов на стенде BETHSY финансировалась совместно CEA/IPSN/EdF/Framatom. Она выполнялась 10 лет и закончилась созданием базы данных по ~ 100 аварийным и переходным режимам для французского реактора PWR 900 и составила основу для верификации расчетного кода CATHARE.
Правильность такого пути подтверждает пример Южной Кореи, которая, поставив задачу стать страной независимой с точки зрения ядерно-энергетических технологий и экспортером энергоблоков, как одно из мероприятий разработала программу создания крупномасштабного теплогидрав-лического стенда ITL. Этот стенд в настоящее время строиться в KAERI.
Актуальность темы. Обоснование и обеспечение безопасности АЭС, а так же экспертиза проектов базируются на использовании системных расчетных теплогидравлических кодов. В связи с этим Госатомнадзор России выдвинул требование о верификации применяемых расчетных кодов. Процесс верификации состоит из нескольких этапов, ключевым из которых является получение экспериментальных данных на установках разного класса и типа.
Использование экспериментальных данных, полученных на интегральных установках, структурно подобных реальному объекту, значительно повышает уровень верифицированности системных теплогидравлических ко-
12
дов. Это, в свою очередь, повышает качество обоснования и обеспечения безопасной эксплуатации АЭС.
Актуальность выполненных работ определяется потребностями верификации программных средств, используемых организациями Главного конструктора и Научного руководителя при разработке проектов, эксплуатирующей организацией - при выполнении УДЛ, а надзорным органам - при экспертизе материалов, обосновывающих безопасность реакторных установок.
Цель работы: разработка и внедрение комплекса важных для практических приложений научно-обоснованных решений при создании интегральных установок, а также последующего выполнения экспериментального моделирования режимов РУ ВВЭР-1000, формирования банка данных для верификации расчетных кодов, используемых при обосновании и обеспечении безопасной эксплуатации РУ ВВЭР-1000.
В рамках этой работы решались следующие задачи:
1. постановка задач экспериментальных исследований;
2. создание современных интегральных теплофизических стендов как инструмента для исследования теплогидравлических процессов в переходных и аварийных режимах применительно к АЭС с РУ ВВЭР-1000;
3. выполнение экспериментальных исследований;
4. формирование банка экспериментальных данных.
В рамках первой задачи:
• сформулированы проблемы исследований (разработаны матрицы верификации применительно к АЭС с РУ ВВЭР),
• выполнена приоритезация явлений и процессов,
• разработана программа экспериментальных исследований.
В рамках второй задачи:
• выполнен анализ методов моделирования и масштабирования, применяемых при создании интегральных установок,
13
• разработаны технические задания на проектирование интегральных установок, а также системы управления и измерения параметров,
• выполнено курирование проектных и строительно-монтажных работ,
• проведены пуско-наладочные работы и выполнены характеристические эксперименты.
В рамках третьей задачи:
• разработаны сценарии экспериментов,
• подготовлены установки для выполнения конкретных экспериментов,
• выполнены экспериментальные исследования.
В рамках четвертой задачи:
• выполнена обработка и анализ экспериментальных данных,
• подготовлены и выпущены научно-технические отчеты по экспериментам.
Методический подход Решение поставленных задач осуществлялось путем: разработки матриц верификации, приоритезации и ранжирования явлений/процессов, разработки Программы экспериментальных исследований, обобщения предыдущего опыта создания установок, создания экспериментальных установок, выполнения экспериментальных исследований и формирования банка данных.
Структурно это выглядит следующим образом.
Экспериментальные установки (отдельные эффекты/интегральные исследования)
г
Матрицы режимов — явлений — источников данных
г
Приоритезация и ранжирование явлений/процессов
г
Разработка Программы экспериментальных исследований
г
Эксперименты + режимы АЭС Формирование банка данных
14 Научная новизна обусловлена следующим:
1. Впервые для АЭС с реакторами типа ВВЭР разработаны матрицы верификации расчетных кодов.
2. Выполнена идентификация наиболее важных с точки зрения безопасности явлений/процессов для аварийных и переходных режимах АЭС с РУ ВВЭР, а также ранжирование этих явлений/процессов по степени их важности с точки зрения обоснования и обеспечения безопасности.
3. Впервые разработана "Программа экспериментальных работ на интегральном стенде ПСБ-ВВЭР для верификации программ, используемых при обосновании безопасной эксплуатации действующих АЭС с РУ ВВЭР и разработки новых энергоблоков на период 2003-2006 г." Программа утверждена РНЦ "Курчатовский институт" (№32-25/295 от 25.03.02) и ОКБ "Гидропресс" (№10-82/6478 от 27.08.03).
4. Впервые для целей получения экспериментальной информации созданы две интегральные теплофизические установки разного масштаба с современной системой управления и измерения параметров, моделирующие один объект - первый контур РУ ВВЭР-1000.
5. Впервые применительно к условиям РУ ВВЭР-1000 выполнены экспериментальные исследования: гильотинный разрыв "горячего" трубопровода, течь из первого во второй контур, а также исследованы новые инженерные решения, использованные в системе пассивной подачи воды второй ступени -ГЕ-2.
6. Впервые на интегральной теплофизической установке выполнены экспериментальные исследования по проверке эффективности процедур управления авариями.
Достоверность результатов и выводов по работе.
Разработанные матрицы верификации, идентификация и ранжирование явлений /процессов получили одобрение российских и международных организаций. Программа экспериментальных исследований была поддержана организациями Главного конструктора и Научного руководителя. Результаты
15
получены на современных экспериментальных установках, построенных с использованием общепризнанных принципов моделирования и обоснованной программой исследования. Экспериментальные исследования базировались на применении: проверенных методик исследований, автоматизации выполнения экспериментов и обработки полученных результатов, расчетов погрешности измерения, а также программы качества. Полученные результаты согласуются с современными представлениями о поведении теплогидравли-ческих процессов в реакторных установках с реакторами типа ВВЭР.
На основе полученных новых данных выполнена верификация отечественных и зарубежных системных расчетных кодов. Экспериментальные данные, использованные при верификации расчетных кодов, позволили заявителю кода расширить область применения кода при аттестации в Госатомнадзоре России.
Практическая ценность и реализация результатов работы.
Практическая значимость выполненных исследований состоит в применении полученных новых знаний при разработке матриц верификации для определения области исследования, проведении экспериментальных исследований и верификации системных расчетных кодов, проверке новых инженерных решений, используемых в системах обеспечения безопасности и проверке эффективности процедур управления авариями.
Основные этапы работы выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с ведущими организациями в отечественной атомной энергетике: ОКБ "Гидропресс", РНЦ "Курчатовский Институт", АЭП, Концерн "Росэнергоатом", а также по международным контрактам с Европейским сообществом.
Экспериментальные данные, полученные на интегральных теплофизи-ческих установках ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР, использованы при верификации системных теплогидравлических кодов: ТРАП, КОРСАР, БАГИРА, РАТЕГ, ATHLET, CATHARE, RELAP, при их экспертизе, проводимой НТЦ ЯРБ ГАН РФ, а также при изучении эффективности процедур управления авариями.
16
Созданные интегральные установки включены в матрицы верификации и являются базовыми экспериментальными установками для исследования внутриконтурных теплогидравлических процессов, проверке новых инженерных решений и эффективности процедур управления авариями применительно к АЭС с реактором типа ВВЭР-1000.
Автор защищает совокупность научных результатов, имеющих внутреннее единство:
S результаты идентификации и приоритезации явлений/процессов, S идеологию создания экспериментальных стендов и их представительность,
•S результаты экспериментальных исследований, S результаты анализа поведения теплогидравлических процессов.
Автор непосредственно участвовал в разработке:
• матриц верификации,
• приоритезации процессов и явлений,
• программы экспериментальных исследований,
• технических заданий на создание интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.
Автор непосредственно руководил работами по:
• созданию экспериментальных интегральных установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,
• модернизации и реконструкции установок ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР,
• разработке сценариев экспериментальных исследований,
• выполнению экспериментов и обработке полученных данных,
• анализу результатов экспериментальных исследований и подготовке отчетов.
На протяжении всей работы автор являлся представителем научного руководителя - РНЦ "Курчатовский Институт".
17
Апробация результатов работы. Основные результаты изложены в печатных статьях и научно-технических отчетах по НИР, а также представлены на международных конференциях и семинарах.
Результаты работы докладывались и обсуждались на: отраслевой конференции по гидродинамике и безопасности АЭС "Теплофизика-99" - Обнинск, 1999 г.; Международном Информационном Форуме по аналитическим методам и компьютерным кодам оценки безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК - Обнинск, 1999 г., Пиестану (Словакия) 2003 г.; Отраслевой конференции "Теплогидравлические коды для энергетических реакторов" Обнинск, 29-31 мая 2001 г., Международной конференции 15-17 мая 2001 г. Дрезден, Германия; Второй научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", ноябрь 2001 г., Третьей научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР", ОКБ "Гидропресс", май 2003 г., семинаре по динамике "Оценка экспериментальных данных и верификация расчетных кодов" 4-8 октября 2004 г., НИТИ, Сосновый Бор, отраслевом совещании "Базы знаний и экспериментальные исследования по теплогидравлике ЯЭУ" 23-24 ноября 2004 г., ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск, на научных семинарах в РНЦ "Курчатовский Институт", ФГУП "ЭНИЦ", а также международных конференциях: ICONE (8, 9, 10, 11), NURETH 10, ICAP 03.
По теме работы автором в соавторстве выпущено 43 научно-технических отчета и опубликовано 32 статьи.
Структура и объем диссертации
Работа состоит из Введения, 4-х глав, Заключения и Списка литературы.
Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 125 наименований. Диссертация содержит 205 страниц текста, в том числе 42 рисунка и 33 таблицы.
Во Введении приводятся общие сведения о проблеме и постановке задач исследования. |
