Модель запроектной аварии с потерей теплоносителя
Добрый день!
В последние годы проектирование ядерных реакторов нового поколения стало одним из векторов развития атомной энергетики во всем мире. Стоит отметить, что главным приоритетом в создании таких энергетических установок по-прежнему остается обеспечение безопасности.
Несмотря на высокую надежность систем безопасности АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1200, всё ещё остается малая вероятность возникновения событий, которые могут привести к расплаву активной зоны. Наиболее опасной с точки зрения вероятности преодоления барьеров безопасности является авария, сопровождающаяся расплавом активной зоны и внутриреакторных элементов.
В связи с этим фактом, предлагаю сегодня смоделировать такую ситуацию, а именно:
— смоделируем протекание запроектной аварии с потерей теплоносителя, при большой течи, с отказом САОЗ высокого и низкого давления на аналитическом тренажере ЛАЭС-2 (ВВЭР-1200). Таким образом, представим, что происходит потеря охлаждения топлива, сопровождающаяся выходом из строя системы аварийного охлаждения;
— проанализируем различные параметры аварии, включая изменение температуры топлива, давления в реакторе, а также другие параметры, влияющие на протекание аварии;
— сравним полученные результаты расчета запроектной аварии на тренажере с данными из Предварительного отчета по безопасности (ПООБ);
— сделаем вывод о точности моделирования теплогидравлических процессов на тренажере-имитаторе ЛАЭС-2 (ВВЭР-1200).
На основании рекомендаций МАГАТЭ, и в соответствии с общепризнанной международной практикой, анализ запроектных аварий проводится с использованием подхода наилучшей оценки. Этот подход предполагает использование таких допущений, программ и методологий для расчета последствий аварий, которые с достаточной степенью достоверности отражают реалистичное развитие аварийных сценариев. Исходные данные должны находиться в диапазонах реалистичных значений, а физические модели расчетных кодов должны соответствовать моделям, принятым в международной практике. При выполнении расчетного анализа следует не только учитывать большой спектр конкретных физических явлений, но и обеспечивать взаимосогласованное моделирование теплогидравлических и физико-химических процессов в рамках единого интегрального кода.
Наибольший интерес для нас представляет анализ внутрикорпусной стадии аварии с оценкой времени наступления характерных событий, поведения основных параметров РУ, выхода за пределы корпуса массы и энергии теплоносителя и материалов активной зоны (после разрушения корпуса реактора).
Наш теплогидравлический код CMS (Compressible Media Solver), позволяет моделировать все основные физические процессы и явления, которые могут иметь место во всём спектре режимов нормальной эксплуатации и аварийных режимов, включая запроектные аварии в различных РУ типа ВВЭР. Теплогидравлическая модель учитывает все рассматриваемые отказы, и интегрируется с другими математическими моделями (нейтронно-физической, электрической).
Теплогидравлический код обеспечивает возможность проведения расчетов в реальном времени, а также позволяет быстро и качественно создавать расчетные схемы, объединять их между собой и проводить отладку, как отдельных технологических систем, так и целых комплексов.
В настоящее время теплогидравлический код CMS аттестован в Ростехнадзоре.
Исходные события для моделирования тяжелой аварии
При проведении анализа приняты следующие предположения:
— исходное состояние РУ (работа на номинальной мощности при номинальных параметрах РУ);
— работа активной части САОЗ не учитывается;
— учитывается работа четырех САОЗ (две емкости подают воду в НКР, две — в СКР);
— учитывается работа четырех каналов СПЗАЗ (два канала подают воду в СКР, два канала — в НКР);
— учитывается работа четырех каналов СПОТ.
Давление в защитной оболочке оказывает значительное влияние на параметры первого контура РУ. В данном исследовании параметры среды в объёме ЗО были заданы в качестве граничного условия в виде табличной зависимости давления от времени. Температура среды определялась для состояния насыщения, состав среды — чистый газ. Данную зависимость следует рассматривать как модельную, частично учитывающую результаты выполнявшихся ранее отдельных расчётов в рамках проектных анализов для РУ ВВЭР-1200.
Важным этапом в развитии данного исследования является моделирование аварии с учётом взаимовлияния параметров РУ и параметров среды в ЗО, — например, с использованием контейнментного кода, в виде связанных или итерационных расчётов.
При выполнении расчетов учитывалось время формирования сигнала (инерционность датчика) и время прохождения сигнала по электрическим цепям, которое равно 0,5 с.
Расчетные программы и методика расчета
Одним из способов тестирования кодов, применяемых при анализе аварийных режимов (проектных, запроектных, тяжелых) работы АЭС, является практика проведения расчета какого-либо аварийного режима для выбранной установки одновременно по нескольким кодам.
В качестве исходного события для реакторной установки ВВЭР-1200 выбран:
— Разрыв главного циркуляционного трубопровода Ду-850 при полном обесточивании АЭС («Большая течь и обесточивание»).
Сопоставление результатов, полученных по различным системным кодам, ограничено стадией аварии от исходного события до момента прекращения работы пассивных систем (24 часа, т.е. 86400с).
Полагается, что до начала аварии РУ работает на номинальной мощности при проектном функционировании систем нормальной эксплуатации.
Для адекватного сопоставления результатов использовались согласованные и, по возможности, подобные существующие расчётные схемы. Также применялись одинаковые начальные и граничные условия, уставки, защиты и блокировки оборудования и системы безопасности.
Результаты анализа аварии «Большая течь «Ду850» и полное обесточивание АЭС»
В результате гильотинного разрыва главного циркуляционного трубопровода происходит резкое снижение давления в реакторе. Вследствие потери электроснабжения станции одновременно с исходным событием начинается выбег ГЦНА, отключается система подпитки и продувки первого контура, закрываются стопорные клапаны ТГ, происходит отключение систем основной и вспомогательной питательной воды второго контура, отключаются БРУ-К, отключается энергоснабжение системы КД, с задержкой срабатывает аварийная защита реактора.
Принимается отказ на запуск всех дизель-генераторов, вследствие чего происходит отказ на запуск активных систем САОЗ. После снижения давления в первом контуре до 5,9 МПа (рис. 1) начинается подача борного раствора из емкостей САОЗ.
Рис. 1 Давление над активной зоной
Снижение давления, а также срыв циркуляции теплоносителя приводит к ухудшению теплоотвода от активной зоны, возникает кризис теплообмена на поверхности твэлов и начинается рост температуры их оболочек (рис. 2,3).
Рис 2 Нагрев ТВС
Рис 3 Нагрев ТВС
На данной фазе аварии наблюдается постепенное выпаривание теплоносителя из корпуса реактора (рис. 4).
Рис. 4. Кипение и выпаривание теплоносителя
Подача воды от емкостей САОЗ ограничивает величину опорожнения реактора и к моменту их отключения (исчерпание запаса воды в баках) обеспечивает существенное заполнение активной зоны и реактора охлаждающей водой.
Так как давление в первом контуре продолжает падать, то в работу включается система пассивного залива активной зоны (СПЗАЗ), что обеспечивает непрерывную подачу воды в первый контур после опорожнения емкостей САОЗ.
В начальный период аварии эффективности СПЗАЗ недостаточно для поддержания реактора в заполненном состоянии, из-за преобладания в этот момент расхода в течь над расходом подпитки, что приводит к некоторому уменьшению запаса воды в корпусе реактора.
Разрушение корпуса реактора происходит на 2 часу в области контакта расплава слоя стали над оксидами со стенкой корпуса реактора на высоте 1,6 м от днища (рис. 5).
Рис. 5 Расплавление ТВС, начало разрушения корпуса РУ
Расплав поступает в УЛР двумя порциями (рис. 6).
Рис. 6 Стекание расплава в УЛР.
Первая порция расплава, выходящая из разрушенного корпуса реактора, содержит только металлы, а вторая порция, после расплавления стенки корпуса реактора содержит выход диоксида урана (рис. 7).
Рис. 7 Плавление днища реактора (ТВС расплавлены) на диаграмме УЛР.
Энергия, выделяемая в расплаве в результате химических реакций и остаточного тепловыделения в топливе, частично (порядка 50%) расходуется на излучение с поверхности расплава в верхние части корпуса реактора, а частично — на нагрев относительно холодных днища внутрикорпусной шахты и стенки корпуса реактора.
Расплав состоит, в основном, из оксидной (топливо, окисленный Zr) и металлической (сталь, неокисленный Zr) фракций. Поскольку топливо имеет большую плотность по сравнению с плотностью металлов, происходит расслоение фракций, причём слой металлов располагается над слоем оксидов. Несмотря на то, что тепловыделение происходит в оксидном слое, проплавление стенки корпуса происходит на границе с металлической частью. Это объясняется тем, что на границе расплавленного топлива и холодной стальной стенки образуется тугоплавкий слой (корка), который обладает низкой теплопроводностью.
Поэтому тепло передаётся в аксиальном направлении к слою металлов и частично расходуется на плавление внутренней области стенки корпуса, пограничной с металлическим слоем. После сквозного проплавления стенки корпуса реактора в расчёте полагается, что днище корпуса опускается на опоры и постепенно расплавляется оставшимся в нём расплавом сверху–вниз, а расплав вытекает в бетонную шахту. Суммарный выход водорода на внутрикорпусной стадии аварии составляет около 740 кг.
Заключение
В результате проведенного сценария режима тяжелой аварии на аналитическом тренажере реактора ВВЭР-1200 и сравнения с результатами ПООБ, можно сделать вывод о том, что теплогидравлический код CMS, который лежит в основе модели тяжелой аварии в тренажере-имитаторе, рассчитывает необходимые параметры с высоким уровнем точности.
Представлены результаты анализа тяжелой стадии аварии до момента повреждения корпуса реактора и выхода кориума в УЛР, с разгерметизацией всех 163 ТВС и использованием теплогидравлического кода CMS.
Можно также сделать вывод, что разрушение корпуса реактора и выход кориума в УЛР наступает не ранее чем через 33 часа после начала аварии.
На современном этапе расчётного обоснования безопасности АЭС с РУ ВВЭР актуальной задачей является разработка единого интегрального кода, позволяющего проведение анализа полного спектра сценариев и с учётом всех стадий развития аварийных ситуаций.
Накопленный опыт разработки, верификации и использования инструментов симуляционного моделирования теплогидравлических процессов позволит в обозримом будущем совместно с ведущими организациями атомной отрасли, приступить к НИОКР по разработке единого интегрального кода.
