ВВЕДЕНИЕ
" Актуальность темы. Обеспечение безопасности является одной из основных задач при про-
ектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АЭС. Обоснование безопасности АЭС включает анализ запроектных аварий [ 1 ], которые могут привести к тяжелым повреждениям, плавлению активной зоны (а.з.), разрушению корпуса реакторной установки (РУ), выходу водорода, радиоактивных продуктов деления и расплава а.з. под защитную оболочку (30). Цель такого исследования заключается в установлении закономерностей протекания аварийного процесса и разработке адекватных технических решений и мер по управлению аварией [ 2 ].
Исследования запроектных аварий активно ведутся с начала 70-х годов. Соответствующие подходы, методы и расчетные средства постоянно совершенствуются по мере нако-
• пления знаний о процессах и явлениях, происходящих при разрушении активной зоны реак-
тора. Отметим, что на начальных этапах последствия аварий оценивались исходя из консервативных (наихудших) оценок, получаемых с использованием простых физических моделей и расчетных средств. По мере развития атомной энергетики, формирования более жестких требований к обеспечению безопасности АЭС возникла потребность в более совершенных подходах к анализу запроектных аварий и разработке соответствующих физических моделей и расчетных средств повышенной точности.
Потребность в детальном анализе запроектных аварий АЭС с ВВЭР и создании соответствующего инструментария особенно проявились в связи с необходимостью решения таких актуальных проблем атомной энергетики, как повышение безопасности и продление ресурса действующих АЭС с ВВЭР, проектирование и строительство энергоблоков нового поколения, оснащенных более совершенными техническими средствами управления запроект-ными авариями с тяжелым повреждением активной зоны (например, устройством локализации расплава, системой подавления горения и детонации водорода, внедрением пассивных систем отвода тепла и т.д.). Решение этих задач потребовало выполнения углубленных анализов запроектных аварий для обеспечения реалистичными исходными данными проектов новых систем безопасности и для обоснования работоспособности этих систем в аварийных условиях. Необходимость создания современного инструмента анализа запроектных аварий связана и с потребностью повышения конкурентоспособности российских проектов за рубежом, в том числе и для выполнения углубленного анализа безопасности АЭС с ВВЭР в Китае, Иране, Индии.
^ Предпосылками создания расчетных средств улучшенной оценки для моделирования
запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны (далее тяжелых аварий) стало и то, что к настоящему времени накоплен обширный экспериментальный материал, разрабо-
8
таны современные физические модели аварийных процессов, существенно возросло быстродействие вычислительных средств.
Таким образом, требования к углубленному анализу безопасности проектируемых и действующих АЭС, необходимость повышения конкурентной способности проектов новых энергоблоков, разработка новых более совершенных технических систем безопасности определили высокую актуальность исследований, направленных на решение научной проблемы разработки современных подходов к моделированию запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР и создания соответствующих расчетных средств улучшенной оценки.
Цель исследования. Целью настоящей работы является разработка методологии моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны АЭС с ВВЭР, основанной на принципах физического моделирования, создание на ее основе комплексной модели поведения реакторной установки ВВЭР в условиях тяжелой аварии и практическая реализация модели в виде программного комплекса улучшенной оценки.
Защищаемые положения:
• Методология моделирования внутрикорпусной стадии запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанная на принципах физического моделирования, системном подходе к учету конструктивных особенностей ВВЭР и включающая подходы, методы, алгоритмы разработки, адаптации и интеграции физических моделей, программных модулей и кодов в программный комплекс, верификацию моделей и программного комплекса, разработку расчетных моделей ВВЭР и проведение расчетного анализа тяжелых аварий;
• Результаты разработки адаптированных для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математических моделей и расчетных модулей;
• Комплексный подход к созданию обобщенной модели поведения ВВЭР в условиях тяжелой аварии и построению программного комплекса улучшенной оценки, включая результаты интеграции моделей отдельных физических процессов, пакетов программ и расчетных кодов в программный комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ;
• Результаты верификации программного комплекса на большом количестве данных экспериментов по отдельным явлениям и данных, полученных в интегральных экспериментах;
• Результаты апробации программного комплекса к моделированию сценариев аварий с плавлением активной зоны ВВЭР-1000/В-428 Тяньваньской АЭС, включая кросс-верификацию с результатами расчетов по зарубежным кодам.
Научная новизна. Впервые разработан и практически реализован комплексный подход к созданию обобщенной физико-математической модели запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанный на принципах физического моделирования. Этот подход позволил обеспечить согласованное моделирование с использованием физических моделей современного уровня основных явлений и процессов, протекающих при тяжелой аварии и системным образом учесть конструктивные особенности реакторной установки ВВЭР
В частности:
• Разработаны адаптированные для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математические модели и расчетные модули повышенной точности. Разработанные модули позволили согласованным образом описывать широкий спектр теплогидравлических, физико-химических и термомеханических явлений на внутрикор-пусной стадии тяжелой аварии;
• Разработана комплексная модель запроектной аварии с тяжелым повреждением аз. Модель реализована в виде программного комплекса, обеспечивающего сквозное моделирование физических процессов на всех этапах развития аварийного процесса от исходного события до выхода расплава за пределы корпуса реактора с учетом системным образом конструктивных особенностей ВВЭР;
• Выполнена верификация разработанного программного комплекса на отечественных и зарубежных экспериментальных данных по отдельным явлениям и на данных интегральных экспериментов;
• Выполнены анализы запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны в интересах обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР различных модификаций (В-230, В-320, В-412, В-428, В-448). Полученные результаты использованы в качестве исходных данных для проектирования систем безопасности АЭС с ВВЭР.
Практическая значимость. В результате выполненных исследований разработана и реализована в виде программного комплекса улучшенной оценки комплексная модель поведения ВВЭР при запроектных авариях с тяжелым повреждением активной зоны. Программный комплекс передан в проектные и научные организации (РНЦ «Курчатовский институт», АЭП, СПбАЭП) и широко используется при проведении углубленного анализа безопасности проектируемых и действующих АЭС с ВВЭР. В частности, комплекс использовался при обосновании безопасности Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000/В-428 в Китайской Народной Республике, АЭС «Куданкулам» с ВВЭР 1000/В-412 в Республике Индия, работах по оценке источников водорода РУ ВВЭР-440 2-ого блока Кольской АЭС, работах по расчету запро-
10
ектных аварий перспективных АЭС с ВВЭР-1000/В-392 (вторая очередь Нововоронежской АЭС НВАЭС-2) и ВВЭР-1500/В-448.
Личный вклад автора. Непосредственно автором разработан комплексный подход к созданию обобщенной модели тяжелой аварии и программного комплекса улучшенной оценки, разработана обобщенная модель тяжелой аварии в виде программного комплекса, разработаны основы и принципы интеграции отдельных физических моделей и кодов, включая систематизацию, установление иерархии и взаимообусловленности физических моделей, расчетных модулей и кодов. Автор принимал непосредственное участие в создании адаптированных для использования в составе программного комплекса физико-математических моделей и расчетных модулей повышенной точности; проведении анализа и отборе экспериментальных данных, требуемых для верификации физических моделей и программного комплекса в целом; проведении интеграции модулей и кодов; выполнении верификации программного комплекса; разработке расчетных моделей ВВЭР; проведении расчетных анализов широкого спектра аварий ВВЭР; проведении кросс-верификация полученных результатов с результатами расчетов по зарубежным кодам.
В целом автор принимал непосредственное участие в формировании научных, методологических и концептуальных подходов, участвовал во всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.
Достоверность результатов. Обоснованность и достоверность основных положений и выводов базируется на использовании физически обоснованных моделей и расчетных методик, результатах верификации разработанных моделей, модулей и программного комплекса в целом на широком спектре экспериментальных данных по отдельным явлениям и процессам и данных, полученных на интегральных стендах, в том числе и на результатах международных стандартных проблем по тяжелым авариям.
Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации докладывались на внутренних и международных конференциях и семинарах, в том числе:
• Рабочей группе по международной стандартной проблеме ISP PHEBUS B9+ (Кадараш, Франция, 1991 г.).
• Международных конференциях CORA (Карлсруэ, Германия 1992, 1993, 1994, 1995 гг.).
• Совещании по международной стандартной проблеме OECD ISP-36/CORA-W2 (Кельн, Германия, 1994 г.).
• IAEA Technical Committee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions (Димитровград, 1995 г.).
11
• International Seminar Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents (Cesme, Tur-
* key, 1995 г.).
• Семинаре пользователей кода ICARE2 (Aix-en-Provence, Франция, 1995 г.).
• Ежегодных рабочих совещаниях в рамках программы исследований по тяжелым авариям CSARP (США, Вашингтон, 1995, 2000 гг.).
• Конференциях по безопасности водо-охл'аждаемых реакторов WRSM-23 и WRSM-25 (США, Вашингтон, 1995, 1997гг.).
• 7-ой международной конференции по теплогидравлике атомных реакторов NUREG-7, Са-ратога-Спрингс, 1995 г.
• Семинарах IPSN-IBRAE (France, Aix-en-Provence, 1996, 2001 гг.).
Ь • Международных семинарах по программе QUENCH (Карлсруэ, Германия, 1996, 2003 гг.).
• Международном совещании по разработке моделей кода SCDAP/RELAP (Карлсруэ, Германия, 1996 г.).
• Российской конференции Теплофизика-99 (Обнинск, 1999 г.).
• Техническом совещании SR5CAP (USA, Albuquerque, 1999 г.).
• International Information Exchange Forum on Severe Accident Management - SAM-99 (Обнинск, 1999 г.).
• Научно-практическом семинаре «Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР» (С-Петербург, 2000 г.).
• Всероссийской научно-практической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с
* ВВЭР» (г. Подольск, 2001 и 2003 г.).
• Ежегодном техническом совещании МСАР (США, Albuquerque, 2002 г.).
• Seventh International Information Exchange Forum on "Safety Analysis for Nuclear Power Plants of VVER and RBMK Types" (Piestany, Словакия, 2003).
• Семинаре «Современное состояние развития программных средств для анализа динамики и безопасности АЭС», ВНИИЭФ (г. Саров, 2003 г.).
Публикации: По теме диссертации опубликовано 33 печатные работы.
12
I Глава 1 МОДЕЛИРОВАНИЕ ОСНОВНЫХ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ НА
ВНУТРИКОРПУСНОЙ СТАДИИ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ ВВЭР
1.1 Основные физические процессы при запроектной аварии ВВЭР с тяжелым, повреждением активной зоны
ВВЭР-1000 представляет собой реакторную установку (РУ) высокого давления с тепловой мощностью 3000 МВт и электрической - 1000 МВт. Система охлаждения реактора -двухконтурная, содержит 4 независимые петли циркуляции по первому контуру. В составе каждой из петель - главный циркуляционный трубопровод, главный циркуляционный насос (ГЦН), трубная система горизонтального парогенератора (ПГ). Пар, генерируемый во втором контуре, подводится к паровому коллектору и далее к турбине мощностью 1000 МВт. * Активная зона реактора ВВЭР-1000 набрана из тепловыделяющих сборок (ТВС) в
треугольной решетке. ТВС состоят из пучков твэлов, головки и хвостовика. Кроме того, часть ТВС содержит поглощающие стержни СУЗ или стержни с выгорающим поглотителем.
Теплогидравлическая схема РУ включает в себя систему поддержания давления, систему защиты от превышения давления, систему подпитки. Система защиты от превышения давления состоит из бака-барботера и запорно-регулирующей арматуры на трубопроводе, соединяющем паровую область компенсатора давления (КД) и объем под уровнем в барботе-ре. Система поддержания давления первого контура состоит из КД, системы электронагревателей и системы впрыска в паровую часть компенсатора давления и предназначена для ограничения скачков давления в первом контуре, вызываемых изменением температурного режима во время работы РУ.
Система аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) состоит из пассивной части (гидроемкости) и САОЗ высокого и низкого давления.
Следует отметить ряд специфических особенностей, отличающих РУ ВВЭР-1000 от реакторов типа PWR и представляющих важность при моделировании запроектных аварий:
• наличие гидрозатворов в холодной петле;
• больший запас воды в системе, обеспечивающий тепловую инерционность и более медленное развитие аварийного процесса;
• входное и выходное отверстия в корпусе реактора расположены на разных уровнях (1,8 м);
• шестигранная форма тепловыделяющих сборок и треугольная форма расположения w твэлов в сборке;
• наличие центрального отверстия в топливной таблетке;
• меньший диаметр топливных элементов;
13
• немного меньший диаметр зоны и большее удельное энерговыделение;
• горизонтальная компановка парогенераторов;
• увеличенный размер компенсатора давления;
• подача воды САОЗ в нижнюю напорную камеру и в верхнюю сборную камеру. Возможные сценарии развития тяжёлой аварии с разогревом и плавлением активной
зоны РУ ВВЭР-ЮОО, инициированные нарушением отвода тепла из первого контура, зависят от многих факторов, таких как размер течи, работоспособность систем безопасности, действия оператора, наложение дополнительных отказов и т.д. Тем не менее, эти аварии имеют ряд общих черт. Отметим прежде всего, что для аварий с нарушением отвода тепла интенсивный разогрев элементов активной зоны начинается лишь после осушения её верхней части. При этом в области низких температур (ниже 1200°С) скорость разогрева активной зоны определяется уровнем остаточного тепловыделения и существенно зависит от динамики уровня теплоносителя в активной зоне. При повышении температуры а.з. выше 1200°С значительный вклад в разогрев элементов конструкции вносит пароцирконивая реакция. Интенсивность окисления циркониевых оболочек твэлов зависит от температуры, степени окисления и количества доступного пара в окружающей твэлы атмосфере. Как правило, на начальных этапах развития запроектной аварии уровень теплоносителя в а.з. достаточен для поддержания пароциркониевой реакции. В эти моменты в осушенной части активной зоны мощность тепловыделения от реакции пар-металл может превосходить соответствующую мощность остаточных тепловыделений. Наблюдается резкая эскалация температур и расплавление соответствующих элементов. Расплав стекает до уровня теплоносителя и застывает, повышая вероятность образования блокад в активной зоне. После снижения уровня теплоносителя застывший расплав вновь разогревается, начинается его окисление и повторное расплавление. Однако, расход пара с уровня теплоносителя снижается пропорционально доле активной зоны, остающейся под заливом, и, начиная с определённого уровня осушения активной зоны, лимитирующим фактором для реакции окисления может выступать количество пара, образующегося в залитой части зоны. Недостаток пара приводит к так называемому «паровому голоданию», снижению скорости окисления и, соответственно, генерации водорода. Далее окисление интенсифицируется по мере выпадения расплавленных обломков активной зоны на днище корпуса реактора и выпаривания воды. Локальный максимум может быть достигнут в случае преодоления «парового голодания» до момента полного выпаривания воды на днище. От этого же зависит доля материалов, остающихся в активной зоне. Это та часть активной зоны, от которой можно отводить остаточное тепло в паровом режиме. Как правило, это периферийные наименее энергонапряжённые ТВС или их обломки.
14
Моделирование запроектной аварии с осушением, разогревом и плавлением активной зоны является сложной задачей и требует учета широкого круга взаимосвязанных явлений. Выше было отмечено, что интенсивная фаза развития аварии в реакторе начинается после осушения активной зоны. При этом наиболее значимыми факторами, определяющими динамику процесса, являются:
• поведение уровня теплоносителя в а.з.;
• количество материалов и химический состав материалов активной зоны;
• удельное остаточное энерговыделение.облучённого топлива.
Конечно, с помощью этих величин можно получить максимально консервативную оценку выхода водорода, степени разрушения а.з. и количества материалов, которые могут выйти за пределы корпуса реактора. Однако, результат такой оценки, как правило, не является приемлемым с точки зрения его приложений к разработке мер по управлению авариями. Обычно требуется проведение более детального анализа. Такой детальный анализ может быть проведен с использованием специальных компьютерных программ, моделирующих широкий спектр физических процессов в РУ при тяжелой аварии.
Основными теплогидравлическими процессами, определяющими динамику тяжелого повреждения РУ, являются:
• осушение активной зоны (начало оголения верхнего среза а.з., динамика уровня, момент полного осушения зоны, последующее поведение уровня);
• естественная циркуляция в первом контуре и активной зоне; размыкание естественной циркуляции;
• образование и перенос неконденсируемых газов (включая водород);
• повторный залив реактора при срабатывании аварийных систем.
Наиболее существенный вклад в развитие тяжелой аварии вносят следующие тепло-физические и физико-химические процессы в элементах конструкции реактора: 1. На начальной фазе повреждения а.з.:
• окисление циркония, подавление реакций окисления в условиях недостатка пара;
• окисление стальных компонент а.з. и ВКУ;
• разрыв оболочек твэлов и возможное начало двустороннего окисления оболочек;
• плавление стальных конструкций в а.з., БЗТ, выгородки, эвтектические взаимодействия;
• плавление металлов оболочек твэлов, разрушение и плавление оксидов;
• стекание элементов конструкции а.з. и ВКУ, прогрев нижележащих уровней до температур начала интенсивного окисления;
15
• возможный повторный залив перегретой а.з., разрушение поверхностного слоя оксида и ускорение генерации водорода за счет окисления оголенных металлических поверхностей;
2. На поздней фазе - фазе удержания расплава в корпусе:
• разрушение хвостовиков ТВС, опорной дистанционирующей решетки, перемещение расплава в опоры ТВС, разрушение опор ТВС, выход расплава в НКС;
• взаимодействие расплава с водой, диспергирование расплава, его доокисление, дополнительный источник пара в зоне и интенсификация окисления;
• повторный разогрев, плавление обломков а.з. и ВКУ; разогрев, разрушение и плавление элементов конструкции НКС; формирование значительных областей плавления в НКС;
• развитие процессов естественной конвекции в расплаве, стратификация компонент, «эффект фокусировки»;
• образование корок, обмен энергии излучением с элементами конструкции а.з., БЗТ, выгородкой, дополнительное поступление материалов в НКС;
• разрушение подвесной корзины шахты;
• разрушение корпуса РУ и выход расплава по защитную оболочку (30).
Для моделирования процессов, протекающих в а.з. и ВКУ на начальной фазе развития тяжелой аварии ВВЭР 1000, в ИБРАЭ РАН с 1990 г при непосредственном участии автора разрабатывается пакет программ СВЕЧА [ 3 ], [ 4 ], [ 5 ]. Основные модели и программные модули пакета СВЕЧА построены на принципах физического моделирования явлений, протекающих в активной зоне реактора в аварийных режимах. В настоящее время набор моделей пакета СВЕЧА позволяет описывать большинство физических процессов, адекватность учета которых в значительной мере влияет на достоверность результатов анализа запроект-ной аварии ВВЭР [ 6 ]:
• внешнее, внутреннее, двустороннее окисление оболочки твэла паром;
• выделение водорода в результате реакций окисления циркония;
• влияния растрескивания оксидного слоя на скорость окисления циркония;
• прекращение роста оксидных пленок в оболочке твэла в условиях кислородного голодания и уменьшение их толщины вплоть до полного исчезновения;
• взаимодействие топлива с оболочкой твэла при температурах ниже точки плавления Zr;
• растворение топлива и внешнего оксида циркония расплавленным металлическим Zr;
16
• окисление жидкой U-Zr-0 смеси и образование керамического (U, Zr)O2-x кориума в процессе окисления;
• изменение конфигурации активной зоны вследствие перемещения расплава;
• наступление блокировки проходного сечения а.з. в результате стекания расплава;
• разрушение твэлов при тяжелой аварии, включая разгерметизацию с выходом продуктов деления, и вытекание расплава из-под окислившейся оболочки;
• перенос тепла со стекающим расплавом, интенсивное окисление расплава в паровой атмосфере в процессе его стекания;
• окисление стальных конструкций а.з. и ВКУ, формирование оксидов железа, хрома и никеля в процессе окисления нержавеющей стали. Двустороннее окисление БЗТ в ходе аварии. Окисление в условиях "кислородного голодания";
• выделение водорода в результате реакций окисления стали;
• тепловой эффект реакций окисления;
• теплообмен в твэле через газовый зазор, включая расчет свойств газового зазора с учетом конструктивных особенностей твэла;
• теплообмен между различными областями внутри корпуса реактора, включая перенос энергии излучением;
• доокисление материалов, поступивших в НКС в ходе деградации а.з.
Для использования в составе программного комплекса модели пакета программ СВЕЧА были специально адаптированны. В результате была разработана система расчетных модулей различной степени сложности, включающая в себя:
• модули, описывающие отдельные физические явления;
• интерфейсы к внутренним и внешним базам данных кода по свойствам материалов;
• интерфейсы между отдельными моделями, модулями, кодами, входящими в состав программного комплекса, обеспечивающие согласованнное моделирование аварийного процесса сквозным образом.
Кроме того, в пакете были дополнительно реализованы расширения области применимости моделей для описания разрушения различных элементов конструкции а.з. и ВКУ: твэлов, стержней ПЭЛ и СВП, дистанционирующих решеток, БЗТ, выгородки, опорной дис-танционируюшей решетки и др.
Основные модули адаптированного пакета СВЕЧА и соответствующие им физические модели могут быть разбиты на следующие большие группы:
17 |
