Размещено на http://www.allbest.ru/

УДК 620.9

ФГАОУ «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

Анализ аварии типа ННУЭ «неконтролируемое извлечение рабочей группы ОР СУЗ ВВЭР - 1200 на мощности»

Лазарев Д.А.

E-mail: denislas@mail.ru

Аннотация

реактивностный авария атомный безопасность

В данной статье производится анализ и расчёт аварии типа ННУЭ «Неконтролируемое извлечение рабочей группы ОР СУЗ ВВЭР - 1200 на мощности» для реактора типа ВВЭР-1200. Приведены ключевые показатели, расчётные данные и графики, обосновывающие безопасность атомной станции при данной аварии.

Ключевые слова: ядерная энергетика, ВВЭР, ядерный реактор, ННУЭ, авария, детерминистический подход.

Annotation

«Uncontrolled withdrawal of control and protection system control rod group at nominal power level of vver-1200» analysis

Lazarev D.A.

This article contains calculations and analysis of " Uncontrolled withdrawal of control and protection system control rod group at nominal power level of VVER-1200 " accident in VVER - 1200. There are provided main parameters, calculated data and charts substantiating safety of nuclear power plant during the accident.

Keywords: nuclear power, VVER, campaign, nuclear fuel, nuclear reactor.

В настоящее время для атомных станций предъявляются всё более и более жёсткие требования к обеспечению безопасности. Так на этапах проектирования и эксплуатации АЭС требуется строгое научное обоснование безопасности работы как для удовлетворения национальных и международных требований, так и для представления в публичной сфере.

В частности, в рамках работ по обоснованию безопасности проводится анализ возможных нарушений регламента работы реакторной установки и возможных аварий. Результаты данных анализов включаются в ООБ - отчёт по обоснованию безопасности, документ, являющийся основой для получения лицензии на строительство и эксплуатацию АЭС. [5]

Целью данной работы является рассмотрение реактивностной аварии RIA, ознакомление с программным комплексом ATHLET/BIPR8, изучение подходов к обоснованию безопасности и нахождение консервативного состояния для рассматриваемой аварии.

Данные подходы рассматриваются применительно к реактивностным авариям RIA.

Требования для обоснования безопасности регулируются целями и принципами основ безопасности. Если требования не выполняются, то должны приниматься меры для достижения или восстановления требуемого уровня безопасности. Формат и стиль требований облегчают их гармоничное использование для создания национальной основы регулирования. Для этих целей выполняются анализы безопасности и формируются для каждого блока отчёты по обоснованию безопасности. В частности, в них рассматриваются гипотетические аварии. В таблице 1 приведены возможные состояния атомной станции. Данная классификация утверждена МАГАТЭ [5] и согласуется с российскими документами, регламентирующими общие положения обеспечения безопасности атомных станций [6], [7]. Причём проектные аварии - это аварийные условия, которые прямо не учитываются в проектных авариях, но охватываются ими, а тяжёлые аварии - это запроектные аварии без значительного повреждения активной зоны.

Таблица 1 - Возможные состояния атомной станции [5]

В целях обоснования безопасности атомной станции выполняется анализ безопасности - аналитическая оценка физический явлений, возникающих на атомных электростанциях, которая позволяет продемонстрировать выполнение требований по безопасности в отношении всех постулируемых исходных событий, которые могут возникать в широком диапазоне эксплуатационных состояний установки, включая разные уровни эксплуатационной готовности систем безопасности, например, требование по обеспечению целостности барьеров против выбросов радиоактивного материала и другие различные критерии приемлемости. Существуют два основных типа анализа безопасности: детерминистический анализ безопасности и вероятностный анализ безопасности [5].

Детерминистический анализ безопасности, выполняемый для атомной электростанции, позволяет прогнозировать реакцию на постулируемые исходные события. Как правило, особое внимание в нем следует уделять нейтронно-физическим, термогидравлическим, радиологическим, тепломеханическим и структурным аспектам, которые часто анализируются с помощью различных вычислительных средств. Обычно расчеты проводятся применительно к заранее определенным режимам работы и эксплуатационным состояниям, и рассматриваемые события включают ожидаемые переходные процессы, постулируемые аварии, выбранные запроектные аварии и тяжелые аварии с повреждением активной зоны. Результаты расчетов представляют собой пространственно-временные зависимости различных физических параметров (например, нейтронного потока, тепловой мощности реактора, давления, температуры, расхода и скорости теплоносителя первого контура, напряжений в конструкционных материалах, физического и химического состава, концентрации радионуклидов) или дозы облучения персонала или населения в случае оценки радиологических последствий. Для характеризации детерминистического анализа безопасности, проводимого для целей проектирования, следует применять консервативные предположения (допущения) и граничный анализ. Это обеспечивается в ходе итеративного процесса на стадии проектирования, когда для каждой группы постулируемых исходных событий и последовательностей событий определяются предельные случаи с минимальным запасом до критериев приемлемости. В таблице 2 представлены варианты сочетания компьютерного кода и исходных данных при детерминистическом анализе безопасности.

Таблица 2 - Варианты сочетания компьютерного кода и исходных данных при детерминистическом анализе безопасности [5]

В данной работе применяется вариант 3 - улучшенной оценки. В качестве инструмента для анализа выбрана программа соответствующего кода улучшенной оценки ATHLET/BIBR8 [1].

Целью обоснования безопасности является получение экстремальных значений, которые должны удовлетворять критериям приёмки.

Перечень критериев приемки для анализа безопасности в режимах RIA определяется на основе проектных критериев, требований нормативных документов Российской Федерации [6], [7], результатов экспериментальных исследований и опыта эксплуатации реакторных установок типа ВВЭР, материалов МАГАТЭ [5]. При анализе безопасности также должно выполняться требование о невмешательстве оператора в течение 30 минут. Оценка безопасности станции в расчетных анализах проводится путем проверки выполнения соответствующих приемочных критериев. Значения приёмочных критериев приведены в таблице 3.

Таблица 3 Приемочные критерии [4]

Расчёт аварии

Для рассмотрения выбрана авария «Неуправляемое извлечение группы ОР СУЗ на мощности», которая по классификации ОПБ 88/97 [6], ПБЯ РУ АС-89 [7] относится к проектным режимам с ННУЭ (Категории 2).

Под неконтролируемым извлечением группы ОР СУЗ из активной зоны реактора понимается движение рабочей группы ОР СУЗ вверх при отсутствии контролируемого сигнала на ее перемещение.

В результате исходного события происходит ввод положительной реактивности и повышение нейтронной мощности реактора, как следствие, повышение температуры и давления в первом контуре.

Повышение в ходе режима давления в первом и втором контуре может вызвать включение клапанов впрыска в КД, срабатывание БРУ-А и предохранительных клапанов ПГ.

В качестве объекта исследования выбрана ЯЭУ с реактором типа ВВЭР-1200. По различным проектным данным, публичным статьям и материалам были выбраны номинальные значения параметров реакторной установки [2], [3], [4]. Полученный результат условно назван обобщённым блоком по модельным параметрам.

В таблице 4 представлены параметры ЯЭУ при работе на номинальном уровне мощности.

Таблица 4 - Параметры реакторной установки при эксплуатации на номинальном уровне мощности на четырех петлях

Расчет проводился по комплексу программ ATHLET/BIPR-VVER [1] с квази-трехмерным описанием теплогидравлики и трехмерным описанием нейтронной кинетики в активной зоне

Схема первого контура представлена в расчете четырьмя петлями циркуляции. В каждой петле выделены три макроучастка: горячая нитка, трубки парогенератора, холодная нитка с ГЦНА, каждый макроучасток подразделен на расчетные объемы. Места соединения петель - верхняя камера смешения теплоносителя над активной зоной и верхняя часть опускного участка теплоносителя на входе в реактор. В составе реактора моделируются: опускной участок, подзонное пространство, все ТВС, байпас теплоносителя мимо активной зоны и надзонное пространство. В каждой ТВС выделено 12 участков, в которые передаются значения подогревов из модуля расчета нейтронной физики. Компенсатор давления подключён к горячей нитке петли № 4.

Для определения наиболее консервативных начальных условий состояния проводится анализ чувствительности значений критериальных параметров к возмущениям начальных и граничных условий по результатам вариантных расчетов.

Под вариантными расчетами понимается совокупность расчетов анализируемого переходного процесса в РУ с помощью кода ATHLET/BIPR-VVER, в каждом из этих расчетов изменяется один или несколько значений начальных и граничных условий. Целью проведения вариантных расчетов является:

- найти такое сочетание значений начальных и граничных условий, при которых осуществляется наиболее консервативное с точки зрения значений критериальных параметров развитие анализируемого переходного процесса;

- показать, что область возможных значений начальных и граничных условий в вариантных расчетах охватывается в достаточной мере и, таким образом, обеспечивается полнота проведенного анализа.

Важно отметить, что в связанном нейтронно-теплогидравлическом расчете существенную роль играют множество значений начальных и граничных условий, различной природы: параметры нейтронной кинетики реактора, теплогидравлические параметры первого и второго контура РУ, теплофизические свойства топлива и оболочки, предположения о работе систем безопасности и нормальной эксплуатации, предположения о погрешностях измерения и поддержания параметров РУ и др. Для достижения поставленных выше целей необходимо в вариантных расчётах учесть, по мере возможности, наибольшее число параметров, но с другой стороны, необходимо провести анализ за разумное время.

Поэтому анализ в рамках вариантных расчетов разбивается на несколько связанных серий, в каждой из которых делается акцент на анализ определенной группы параметров

В данной работе для коэффициента реактивности по температуре теплоносителя, коэффициента реактивности по температуре топлива, высоты ОР СУЗ, расхода теплоносителя через петлю, давления теплоносителя на выходе из активной зоны, температуры теплоносителя на входе в реактор были заданы отклонения ±3у от номинальных, приведённых в Таблицах 5.1 и 5.7. Рассматриваемые отклонения нейтронно-физических параметров выбирались исходя из паспортных данных программы BIPR7 [8]. Отклонения теплофизических параметров выбирались в пределах данных отклонений по ВВЭР-1000 [4]. Положение ОР СУЗ выбиралась таким образом, чтобы реализовать состояния с разной аксиальной формой поля, чтобы было внесено значимое изменение положительной реактивности. Величины отклонений приведены в таблице 5.

Таблица 5 - Отклонения варьируемых параметров

Таким образом, варьировалось шесть параметров, с заданием для каждого двух отклонений относительно номинальных значений. Следовательно, необходимо рассчитать 36=729 состояний реактора.

Анализ аварии

На рисунках 1 - 2 представлены результаты расчётов в виде зависимостей коэффициента запаса до кризиса теплообмена и максимального давления в первом контуре от независимых параметров.

Рисунок 1 - Результаты расчётов зависимости коэффициента запаса до кризиса теплообмена (DNBR_MIN) от коэффициента реактивности по температуре топлива (UTC), коэффициента реактивности по температуре теплоносителя (MTC)

Рисунок 2 - Цветовая карта зависимости коэффициента запаса до кризиса теплообмена (DNBR_MIN) от коэффициента реактивности по температуре топлива

На рисунках 3 - 8 представлены графики изменения некоторых параметров реактора в зависимости от времени после возникновения исходного события.

Рисунок 3 - Мощность (UTC), коэффициента реактивности по температуре теплоносителя (MTC)

Рисунок 4 - Давление на входе в АЗ

Рисунок 5 - Положение рабочей группы

Рисунок 6 - Давление на выходе из ПГ

Рисунок 7 - Аксиальный офсет

Рисунок 8 - Уровень в ПГ

На основе полученных данных, а также результатов анализа были определены отклонения для нахождения консервативного состояния. Данные отклонения представлены в таблице 6. Для значений

задавались как отклонения, основанные на погрешности данных программы, так и значения рамочных параметров.

Таблица 6 - Абсолютные значения и отклонения параметров для нахождения консервативного состояния

Параметры, соответствующие полученному консервативному состоянию представлены в таблице 7.

Таблица 7 - Консервативные начальные условия

Полученные экстремальные значения критериальных параметров представлены в таблице 8.

Таблица 8 - Экстремальные значения критериальных параметров

Заключение

Результаты расчёта, соответствующие найденному консервативному состоянию, удовлетворяют приёмочным критериям, приведённым в таблице 3: кризис теплообмена не наблюдается, температура оболочки не достигает температуры начала пароциркониевой реакции, температура топлива не достигает температуры плавления. Таким образом, приёмочные критерии, характеризующие безопасность РУ в рассмотренном режиме, выполняются.

Список литературы

1. Development and Validation of Simulation Codes [Электронный ресурс] / Gesellschaft fьrAnlagen- und Reaktorsicherheit (GRS) gGmbH - Электрон. текстовые дан. - Kцln, 2018. Режим доступа: https://www.grs.de/en/content/development-and-validation-simulation-codes, свободный.

2. ЛАЭС-2 [электронный ресурс] / Электрон. текстовые дан. - 2016. - Режим доступа:http://www.lnpp2.ru/, свободный.

3. Нововоронежская АЭС-2 [электронный ресурс] / Электрон. текстовые дан. - 2016. - Режим доступа: http://www.rosenergoatom.ru/stations_projects/sayt-novovoronezhskoyaes/novovoronezhskaya-aes-2/, свободный.

4. Овчинников Ф. Я., Семенов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов.-- 3-е изд., переработанное и дополненное.[текст] -- Москва: Энергоатомиздат, 1988.

5. Safety of nuclear power plants : design : specific safety requirements. -- Vienna :International Atomic Energy Agency, 2012. (IAEA safety standards series, ISSN 1020-525X; no. SSR-2/1) STI/PUB/1534 ISBN 978-92-0-121510-9

6. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций НП-082-07. Введены в действие с 1 июня 2008 г.

7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ - 88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г - 01 - 011 - 97). Введены в действие с 1 июля 1998г

8. Программа БИПР-7А (версия 1.5). Аттестационный паспорт программного средства. Регистрационный номер ОР в ЦЭП №613 от 31.07.2008, Регистрационный номер паспорта аттестации ОР № 241 от 23.09.2008.

Размещено на Allbest.ru