Анализ аварий с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 И RELAP/SCDAPSIM

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

Размещено на http://www.allbest.ru/

анализ АВАРИЙ с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM

В.В. Щеколдин, С. И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин

ОКБ “Гидропресс”, г. Подольск

Введение

Для анализа тяжелых аварий в данной работе применен программный комплекс СОКРАТ/B1 [2], в котором соединены преимущества системного подхода к анализу РУ и современные достижения в области моделирования отдельных элементов и процессов. СОКРАТ/В1позволяет моделировать физические процессы тяжелой аварии РУ ВВЭР на внутрикорпусной и внекорпусной фазах после выхода расплава активной зоны в ЗО. Выполненные верификационные исследования кода СОКРАТ/В1[3] на отечественных и зарубежных экспериментальных данных подтверждают способность кода адекватно описывать совокупность процессов и явлений, определяющих протекание тяжелой ЗПА в РУ ВВЭР.

Функциональное наполнение СОКРАТ/В1 имеет блочно-модульную структуру. Основными модулями являются РАТЕГ, СВЕЧА и ГЕФЕСТ. Системный двухжидкостный теплогидравлический модуль РАТЕГ позволяет создавать полные расчетные модели РУ, включая системы управления и регулирования, и моделировать их работу с учетом следующих процессов: течение двухфазного теплоносителя с примесью неконденсируемых газов, перенос тепла в элементах РУ, теплообмен теплоноситель-стенка, теплоперенос излучением и др. Модуль СВЕЧА предназначен для моделирования физико-химических процессов, существенных для описания явлений деградации активной зоны в ходе тяжелой аварии: окисление, плавление и перемещение материалов, генерация водорода, теплообмен излучением и др. Модуль ГЕФЕСТ служит для моделирования взаимодействия корпуса реактора с расплавом активной зоны. В нём моделируются теплопередача, перемещение и плавление материала, перемешивание и расслоение расплава, тепловая эрозия корпуса, пограничное взаимодействие горячего материала с теплоносителем, теплообмен излучением и другие явления и процессы.

Моделирование тяжелой аварии с осушением, разогревом и плавлением активной зоны является сложной задачей и требует учета широкого круга взаимосвязанных явлений. При подготовке исходных данных и проведении анализа с использованием кода СОКРАТ/В1 учтен опыт анализов тяжелых аварий для РУ ВВЭР-1000 с использованием различных тяжелоаварийных кодов, а также результаты работ [4] - [6].

На рисунках 4-8 представлены нодализационные схемы главных циркуляционных петель, реактора, парогенератора, системы компенсации давления, а также области разрыва ГЦТ.

Рис. 4 Нодализационная схема расчетной петли с компенсатором давления

Стационарное состояние

Параметры РУ в стационарном состоянии при работе на номинальной мощности определяются методом установления, при этом имитируется работа систем нормальной эксплуатации. При установлении давления в первом контуре в расчетах по коду RELAP/SCDAPSIM используется граничное условие, состоящее из искусственно введенного в нодализационную схему парового объема с постоянными параметрами. Этот объем исключается из нодализационной схемы первого контура при переходе к расчету аварии.

В таблице 1 приведены параметры РУ в стационарном состоянии, определенные по кодам СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM.

Таблица 1

Характеристики стационарного режима

^* Примечание. Указаны номинальные значения

Можно отметить удовлетворительное совпадение расчетных значений с номинальными значениями параметров РУ ВВЭР-1000. Таким образом, сравнение показало, что созданные пакеты (файлы) исходных данных позволяют корректно определить теплогидравлические параметры как отдельного оборудования, так и РУ в целом. Различия между сраниваемыми значениями, приведенными в таблице 1, могут быть признаны допустимыми в пределах погрешности их определения и не оказывают заметного влияния на результаты анализа аварии.

Анализ аварии “Большая течь с отказом активной части САОЗ”

В качестве исходного события рассмотрен мгновенный гильотинный разрыв ГЦТ при наложении полного обесточивания станции. Рассматриваемая авария характеризуется быстрым осушением реактора и активной зоны, что приводит к ее разогреву и плавлению. Хронология событий при аварии приведена в таблице 2.

Таблица 2

Хронология событий при аварии разрыва ГЦТ с отказом активной части САОЗ

При выполнении анализа использован реалистический подход:

- начальные условия АЭС соответствуют режиму нормальной эксплуатации без учета возможных отклонений и неопределенностей в параметрах, величинах уставок и т.д.;

- характеристики активной зоны (коэффициенты реактивности, коэффициенты неравномерности и т.д.) принимаются в соответствии с нейтронно-физическими расчетами без учета неопределенностей и погрешности в расчетах;

- не учитываются отказы оборудования и ошибки персонала сверх установленных по сценарию;

- анализ выполняется с использованием современных компьютерных кодов “наилучшей оценки” (“best estimate”).

После разрыва ГЦТ и одновременного обесточивания станции мощность реактора за счёт резкого уменьшения плотности теплоносителя в активной зоне в начальный период аварии практически сразу снижается до уровня остаточных тепловыделений и остаётся на уровне, определяемом остаточными тепловыделениям продуктов деления топлива до конца рассмотренного периода аварии.

Вследствие интенсивного истечения теплоносителя давление внутри корпуса реактора резко снижается до давления насыщения при температуре теплоносителя в СКР. При достижении давления в реакторе до 5,9 МПа, происходит срабатыванию гидроемкостей САОЗ, и начинается подача воды в напорную и сборную камеры реактора. Работа ёмкостей ограничивает величину опорожнения реактора и к моменту их отключения обеспечивает существенное заполнение активной зоны и реактора охлаждающей водой. Активная зона охлаждается водой, поступившей из гидроемкостей САОЗ. По мере поступления охлаждающей воды САОЗ температура материалов активной зоны, в том числе топлива, снижается.

После прекращения подачи воды из гидроемкостей происходит снижение объема и массы воды в первом контуре и осушение активной зоны. Осушение активной зоны приводит к окислению оболочек твэлов, её разогреву, плавлению и разрушению,, выходу радиоактивных продуктов деления из-под оболочки.

При снижении уровня теплоносителя в активной зоне ниже ее верха, за счет ухудшения теплоотвода от оболочек твэлов к парогазовому потоку, начинается постепенный рост их температуры. По мере роста температуры твэлов начинает расти давление газа под оболочкой, что приводит к их распуханию и разрыву, и авария переходит в стадию разрушения активной зоны. Разрыв оболочек обеспечивает доступ пара внутрь твэлов. Как следствие, происходит двустороннее окисление оболочек вследствие пароциркониевой реакции. В результате интенсивного окисления материалов активной зоны происходит генерация и поступление в объём ЗО водорода. Вследствие экзотермичности пароциркониевой реакции окисление оболочек сопровождается быстрым ростом температуры оболочек.

Разрушение твэлов начинается в горячей части активной зоны и сопровождается плавлением и образованием локальных ванн расплава. Стекающий расплав блокирует проходное сечение ТВС в средней части. Образовавшийся в активной зоне расплав начинает перемещаться сверху вниз и от центра к периферии активной зоны, частично разрушая выгородку и стенку шахты реактора.

После разрушения выгородки и шахты реактора происходит массовый выход кориума за пределы активной зоны и перемещение его в НКР и на днище корпуса реактора. Взаимодействие расплава с теплоносителем, находящимся в НКР, приводит к резкому вскипанию воды и, как следствие, к некоторому росту давления в корпусе реактора. Раскрытие локальных блокад в активной зоне и увеличение расхода пара обеспечивает дальнейший рост генерации водорода за счет окисления нерасплавленных материалов активной зоны (часть периферийных ТВС).

Изменение параметров РУ в данной аварии, определенное по кодам СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM показано на рисунках 9 - 18. В целом, можно отметить удовлетворительное качественное и, по отдельным параметрам, количественное совпадение. Важными параметрами являются скорость генерации и суммарный выход водорода в ЗО на внутрикорпусной стадии аварии, поскольку они определяют требования к системам водородной безопасности. Отличия, полученные для суммарного количества водорода, обусловлены учетом генерации водорода в коде СОКРАТ/В1 на всех стадиях тяжелой аварии.

Рисунки 9 и 10 позволяют заключить, что, несмотря на различные модели истечения (рис. 12, 15) полная потеря теплоносителя описывается по этим кодам взаимосолгасованно. Параметры истечения соответствуют выполненным ранее оценкам [4].

Уровень в активной зоне рис.11, по результатам, полученным по различным кодам, качественно согласуется, что отражается на поведении температуры оболочек твэл (рис. 13). Более раннее обрушение (рис. 14) элементов активной зоны по коду RELAP/SCDAPSIM вызвано присутствием “горячих” твэлов в расчетной схеме активной зоны, тогда как в коде СОКРАТ/В1 присутствуют только твэлы со средним энерговыделением по активной зоне.

Отличия в данных, характеризующих повреждения активной зоны, более значительные (рис. 16, 17), т.к. модели окисления, обрушения элементов активной зоны существенно различаются. Наличие бассейна расплава, сформировавшегося в зоне с более высоким энерговыделением, приводит к более раннему разрушению активной зоны. Отказ от использования SCDAP моделей ВКУ (БЗТ, шахта), также внесло свой вклад в данное различие, т.к. не учитывается окисление стали, нагрев излучением и плавление элементов ВКУ в использованной модели кода RELAP/SCDAPSIM.

Для оценки возможности залива активной зоны после достижения высокой температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, а также для исследования эффективности залива был рассмотрен сценарий (по коду RELAP/SCDAPSIM) с подачей от одного канала активной части САОЗ через 700 с от начала аварии. Экспериментальные исследования [7,8] показали, что даже при превышении максимальной температуры оболочек твэл 1700К можно охладить сборку, используя расход, эквивалентный расходу от одного канала САОЗ.

Максимальная температура оболочек твэл для сценариев с учетом и без учета подключения одного канала активной части САОЗ приведена на рис. 18. Видно, что подача борного раствора резко ускоряет пароциркониевую реакцию и при таких температурах подача воды ускоряет процесс обрушения, тем не менее дальнейшее разрушение активной зоны удается предотвратить.

Однако, времени для подключения САОЗ у оператора очень мало. Вариантные расчеты показали, что уже через 750 с после начала аварии, т.е. спустя всего 60 с после превышения максимального проектного предела, работы одного канала САОЗ недостаточно для предотвращения разрушения активной зоны. Согласно рисунку 18, включение одного канала САОЗ через 700 с после начала аварии позволяет предотвратить дальнейшее разрушение активной зоны, т.е. задержка в подаче борного раствора всего на 50 с уже не может остановить плавление.

Анализ аварии “Полное обесточивание станции”

Тяжелая авария в результате полного обесточивания станции характеризуется протеканием процессов осушения, разогрева и разрушения активной зоны при высоком давлении. Хронология событий аварии приведена в таблице 3. Длительность различных стадий аварии представлена в таблице 4.

После обесточивания станции, срабатывает аварийная защита, мощность реактора снижается до уровня остаточных тепловыделений и остаётся на уровне, определяемом остаточными тепловыделениям продуктов деления топлива до конца рассмотренного периода аварии.

Начинается выбег ГЦН, отвод остаточных тепловыделений осуществляется за счет работы БРУ-А. После снижения уровня воды в ПГ, уменьшается эффективность отвода тепла, давление в первом контуре начинает расти до открытия ИПУ КД. Потеря теплоносителя первого контура приводит к ухудшению охлаждения, нагреву и разрушению активной зоны.

Рассмотрены два сценария данной аварии: с учетом действий оператора и без учета действий оператора. Предполагается, что оператор открывает ИПУ КД на 5000 с с целью снижения давления в первом контуре, чтобы обеспечить срабатывание гидроемкостей САОЗ, и подачу воды в напорную и сборную камеры реактора. Работа гидроемкостей САОЗ ограничивает величину опорожнения реактора и к моменту отключения гидроемкостей обеспечивает существенное заполнение активной зоны и реактора охлаждающей водой.

Суммарный расход от САОЗ, приведенный на рисунке 30, отличается, что влияет на поведение параметров РУ, т.к. процесс развития аварии во многом определяется количеством теплоносителя в первом конуре. В расчетах по коду СОКРАТ/В1 гидроемкости опорожняются довольно быстро, тогда как по коду RELAP/SCDAPSIM подача борного раствора из гидроемкостей происходит периодически, что приводит к увеличению длительности стадии разогрева активной зоны и сдвигает время начала тяжелого повреждения активной зоны примерно на 6000 с.

После прекращения подачи воды из гидроемкостей происходит снижение объема и массы воды в первом контуре и осушение активной зоны. Осушение активной зоны приводит к её разогреву, плавлению и разрушению, окислению оболочек твэлов, выходу радиоактивных продуктов деления из-под оболочки.

В отличие от предыдущей аварии, в данном режиме процесс разрушения активной зоны протекает медленней, обрушение топлива происходит периодически, порциями (рис. 19).

Таблица 3

Хронология аварии “Полное обесточивание станции”

* - вар2 - управление аварией - открытие оператором контрольного ИПУ КД (RELAP/SCDAPSIM) и контрольного и рабочего ИПУ КД (СОКРАТ/В1) на 5000 с.

Таблица 4

Длительность стадий разрушения

Таблица 4 показывает, что длительность стадии осушения, оцененная по кодам СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM, в аварии большая течь совпадают, тогда как длительность фаз разрушения активной зоны и формирования расплава существенно различаются. В коде RELAP/SCDAPSIM расплав формируется в горячей части активной зоны (начиная со стержней СУЗ) и постепенно распространяется, как на участки с более низким энерговыделением в этом же горячем канале, так и на соседние каналы с твэлами, имеющими меньшее энерговыделение. Соответственно, и разрушение активной зоны происходит постепенно (рис. 14, 17). В коде СОКРАТ/В1не использовалось разбиение зоны на твэлы разной мощности и процесс обрушения активной зоны протекает существенно быстрее, что существенно снижает время расчета.

Более детально проработанная модель ПГ в коде RELAP/SCDAPSIM приводит к существенно более позднему осушению ПГ (примерно на 2500 с, табл. 3). Примерно эта разница во времени между моментами наступления различных процессов и сохраняется на протяжении всей аварии обесточивания без действий оператора (вар1).

В коде СОКРАТ/В1идет более быстрая потеря воды второго контура, что связано с моделированием парогенератора. Расход естественной циркуляции по петле показывает хорошее согласование по перепадам давлений на различных участках первого контура по двум кодам.

Поведение параметров РУ в данной аварии приведено на рисунках 19-30. Как видно из рисунка 30 имеются отличия в поведении расхода от гидроемкостей САОЗ, рассчитанном по кодам СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM. Рисунок 20 позволяет заключить, что полная потеря теплоносителя описывается по этим кодам качественно согласованно. Мощность остаточного тепловыделения по коду RELAP/SCDAPSIM рассчитывается, а по коду СОКРАТ/В1задается табличной зависимостью от времени, поэтому несколько выше, чем расчетные данные. Модуль нейтронной кинетики будет включен в следующую версию кода СОКРАТ/В2.

Расход из гидроемкостей САОЗ влияет на залив активной зоны, температурный режим твэлов и, следовательно, на максимальную температуру оболочек твэл. По данным анализа с использованием RELAP/SCDAPSIM к 30000 с корпус реактора не разрушился, тогда как по оценке с применением кода СОКРАТ/В1 разрушение корпуса наступило на 24000 с.

Анализ сценария данной аварии без учета управления показал, что характерные времена протекания процессов, оцененные по вышеназванным кодам схожи, за исключением скорости осушения парогенераторов. Анализ сценария с учетом управления аварией выявил существенные различия в оценках времен наступления характерных событий в ходе аварии. С учетом опыта анализов тяжелых аварий с использованием этих кодов, можно предположить, что оценка времени разрушения корпуса реактора по коду СОКРАТ/В1 более адекватна.

Из анализа аварии по коду RELAP/SCDAPSIM следует, что для продления стадии разогрева активной зоны достаточно открыть лишь контрольное ИПУ КД, тогда как анализ по коду СОКРАТ/В1показал, что контрольного ИПУ недостаточно, необходимо открывать также рабочие ИПУ. Эти различия указывают на важность детального моделирования первого и второго контура, а также системы КД, для получения реалистической оценки длительности стадий тяжелой аварии.

Вместе с тем, хотя методика анализа поздних стадий тяжелых аварий по коду RELAP/SCDAPSIM требует доработки, разработанные пакеты исходных данных для кодов СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM будут использованы в дальнейшем для создания на их основе пакетов адаптированных для выполнения анализов тяжелых аварий в обоснование безопасности проектов современных РУ ВВЭР.

Заключение

В докладе проведен анализ внутрикорпускной стадии тяжелой аварии, включая исследование поведения кориума в напорной камере реактора и оценку параметров кориума, выходящего из корпуса реактора после его разрушения с использованием зарубежного кода RELAP/SСDAPSIM и российского тяжелоаварийного кода СОКРАТ/В1.

В качестве характерных для РУ ВВЭР-1000 рассмотрены исходные события:

Большая течь теплоносителя при полном обесточивании станции;

Полное обесточивание станции.

Была проведена оценка влияния точности моделирования начальной стадии тяжелой аварии на явления, происходящие при разрушении активной зоны. Показано, что более точные модели приводят к более позднему разрушению активной зоны.

Проведенная работа позволила разработать файлы исходных данных для расчетных кодов RELAP/SCDAPSIM и СОКРАТ/В1 для выполнения анализов тяжелых аварий РУ ВВЭР-1000.

Сравнительный анализ позволил провести проверку и отладку файлов исходных данных для обоих расчетных кодов, как в теплогидравлической, так и в тяжелоаварийной части.

При условии настройки начальной стадии аварии по теплогидравлическим кодам улучшенной оценки (ТРАП-97 и КОРСАР/ГП), учитывая достигнутую степень адаптации к РУ ВВЭР, можно применять коды СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM для выполнения анализов тяжелых аварий при обосновании безопасности АЭС с РУ ВВЭР.

Учитывая опыт, полученный при анализе аварий в рамках работ, проводимых в ОКБ “ГИДРОПРЕСС” и данного доклада, очевидно, что необходима дополнительная доработка и адаптация файлов исходных данных программ СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM, а также использование новых версий с расширенными возможностями для оптимального и глубокого анализа тяжелых аварий.

Список сокращений

авария кориум реакторный код

Список литературы

C. M. ALLISON, R. J. WAGNER, RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2 Supplemental Input Manual, Innovative Systems Software, LLC., Apr. 2001 (2001).

СОКРАТ/B1. Аттестационный паспорт программного средства. 2008 г.

Верификационный отчет базовой версии расчетного комплекса СОКРАТ/В1. Отчет ИБРАЭ РАН, 930 с.

Ю.С.Сорокин, В.В.Щеколдин, А.А.Тучнолобов и др. “Оценка кодов РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ и MELCOR для анализа тяжелых аварий”. Сборник трудов 3-ая научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2003.

С.И. Пантюшин, Ю.С.Сорокин. “Анализ поведения кориума в напорной камере реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР”. Сборник трудов 10-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ “ГИДРОПРЕСС”. Подольск, 2008.

С.И. Пантюшин, Ю.С.Сорокин. “Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий”. Сборник трудов 11-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ “ГИДРОПРЕСС”. Подольск, 2009.

Ю. Г. Драгунов, В.В. Щеколдин, Н. С. Филь, В.В. Семишкин, И.И. Федик, В.С. Константинов, Н. Я. Паршин, Е. Б. Попов “Расчет экспериментов на стенде ПАРАМЕТР” Сборник трудов 4-ая научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2005.

Dragunov Y.G., Shchekoldin V.V., Konstantinov V.S., Parshin N.Y. Kiselev A.E., Vinogradova T.B PARAMETR-M FACILITY CAPABILITIES FOR SEVERE ACCIDENT CODE VERIFICATION. Nuclear Eng. Design (2007)

Размещено на Allbest.ru