Расчет параметров парогазовой среды в защитной оболочке ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой запроектной аварии с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса газов

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

Размещено на http://www.Allbest.Ru/

НИЦ «Курчатовский институт»

Расчет параметров парогазовой среды в защитной оболочке ввэр-1000/в-320 при тяжелой запроектной аварии с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса газов

Ю.А. Звонарев, М.А. Будаев,

В.Л. Кобзарь, А.В. Конобеев,

Ю.Б. Шмельков

Москва, Российская Федерация

Защитная оболочка (ЗО) АЭС является последним (четвертым) барьером на пути выхода активности за пределы АЭС при авариях. С целью сохранения целостности ЗО при возможных тяжелых запроектных авариях (ЗПА) в настоящее время в рамках программы повышения безопасности действующих Российских АЭС рассматривается вопрос о разработке и внедрении на действующих АЭС с реакторами ВВЭР системы аварийного фильтруемого сброса газов из ЗО. Данная система предназначена для предотвращения превышения максимально допустимых значений давления в ЗО, а также для удержания и фильтрации радиоактивных аэрозолей, поступающих вместе с парогазовой смесью из ЗО при тяжелых запроектных авариях. В докладе представлены результаты расчета параметров парогазовой среды в ЗО АЭС с реакторной установкой (РУ) ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой ЗПА с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса и без учета работы этой системы.

Согласно исходным техническим требованиям на систему для АЭС с ВВЭР-1000/В-320, подключение системы к ЗО (начало сброса) осуществляется при достижении давления в ЗО 0,45 МПа, а отключение системы от ЗО (остановка сброса) осуществляется при снижении давления в ЗО до 0,4 МПа. Расход парогазовой смеси через систему не должен превышать 5 нм³/с. Для определения алгоритма работы системы аварийного фильтруемого сброса из ЗО АЭС с ВВЭР-1000/В-320, удовлетворяющего этим условиям, выбран представительный сценарий протекания тяжелой ЗПА. Сценарий выбирался исходя из цели получения максимальных значений давления и температуры парогазовой среды в ЗО, а также максимальной скорости образования и общего количества выделившегося водорода, в том числе с учетом внекорпусной стадии аварии и аварийных процессов в бассейне выдержки (БВ) отработавшего топлива.

Максимальная скорость нарастания давления в ЗО наблюдается при «больших» течах из первого контура. Если эта авария сопровождается полной потерей энергоснабжения АЭС на длительный срок, то происходит не только плавление активной зоны с последующим проплавлением корпуса реактора и выходом расплава в бетонную шахту, но и нарушается отвод тепла от топливных сборок в БВ, что ведет к разогреву воды в нем и последующему ее выкипанию. С течением времени топливные сборки, находящиеся в БВ, начнут оголяться, что приведет к их разогреву и плавлению. Процессы, происходящие в БВ при обесточивании АЭС, ведут к поступлению сначала значительного количества пара в ЗО, а после того, как начнется оголение топливных сборок - к поступлению водорода.

Для таких аварий момент разрушения корпуса реактора, выход расплава в бетонную шахту и начало взаимодействия расплава с бетоном наступает достаточно быстро. Так как в этом случае взаимодействие расплава с бетоном происходит при высоком уровне энерговыделения, выход газообразных продуктов разложения бетона (пар, водород и т.д.) происходит наиболее интенсивно.

В качестве определяющей тяжелой запроектной аварии рассматривалась авария с разрывом ГЦТ Ду 850 мм полным сечением на входе в реактор, с одновременным отказом всех источников переменного тока включая дизель-генераторы на длительный период, без вмешательства оперативного персонала. Расчет параметров парогазовой среды в ЗО при данной аварии проводился на примере ЗО энергоблока №4 Балаковской АЭС.

При расчете параметров парогазовой среды в ЗО при рассматриваемой аварии учитывалось влияние следующих процессов:

- истечение теплоносителя и выход водорода через гильотинный разрыв первого контура;

- выход газов при взаимодействии расплава активной зоны с бетоном подреакторной шахты;

- испарение воды БВ и выход водорода от паро-циркониевой реакции из-за окисления оболочек ТВС при их осушении;

- нагрев парогазовой среды в ЗО за счет энерговыделения продуктов деления (ПД).

Расчетный анализ процессов в РУ при рассматриваемой аварии с целью определения выхода массы и энергии через гильотинный разрыв первого контура и при проплавлении днища корпуса реактора проводился с использованием кода СОКРАТ В.1 [1]. Выход массы и энергии при взаимодействии расплава с бетоном подреакторной шахты проводился с использованием модуля ГЕФЕСТ кода СОКРАТ В.1. Расчет параметров парогазовой среды в ЗО с учетом работы системы аварийного фильтруемого сброса и без учета работы этой системы проводился с использованием кода АНГАР [2].

Полученные в результате расчета по коду СОКРАТ В.1 времена основных событий аварийного процесса от момента начала аварии до прекращения поступления расплава в подреакторную шахту представлены в таблице 1.

Таблица 1

Времена основных событий аварийного процесса

На рисунке 1 представлено изменение расхода теплоносителя в течь. Масса воды, вытекающей в течь, представлена на рисунке 2; масса пара, вытекающего в течь, представлена на рисунке 3. За первые десять секунд аварии в течь выбрасывается ~ 200 т воды. За период времени от начала истечения до отказа корпуса реактора в течь выходит 326 т воды и 81 т пара. Расчётная масса выделившегося водорода составляет 483 кг. Водород начинает присутствовать в паре, выходящем в течь, на 20 минуте моделируемой аварии. Выход основной массы водорода происходит в течение 40 минут со средним по этому периоду темпом выхода 0,2 кг/с. В отдельные же интервалы времени, по протяжённости не превышающие нескольких секунд, имеет место увеличение темпа выхода водорода до 2 кг/с. Масса водорода, вышедшего в течь, представлена на рисунке 4.

Рисунок 1 - Расход в течь

Рисунок 2 - Масса воды, вытекшей в течь

После того, как расплав поступает в подреакторную шахту, начинается его взаимодействие с бетоном. В результате этого взаимодействия в ЗО поступает пар, водород и окись углерода. Динамика поступления пара, водорода и окиси углерода при взаимодействии расплава с бетоном представлена на рисунках 5, 6 и 7, соответственно.

Рисунок 3 - Масса пара, вышедшего в течь

Рисунок 4 - Масса водорода, вышедшего в течь

Рисунок 5 - Масса пара, образовавшегося в бетонной шахте в результате взаимодействия кориума с бетоном

Рисунок 6 - Масса водорода, выделившего в результате окислительных реакций в бетонной шахте

Рисунок 7 - Масса окиси углерода, образовавшейся в бетонной шахте в результате взаимодействия кориума с бетоном

аварийный энергоблок парогазовый защитный фильтруемый

При расчетах выхода массы и энергии парогазовой смеси из бассейна выдержки принималось, что суммарная мощность остаточного тепловыделения ТВС, находящихся в БВ энергоблока №4 Балаковской АЭС, равна 1,843 МВт, а начальная температура воды - 60?С.

Расчетная схема, с помощью которой моделировались помещения в защитной оболочке при расчете параметров парогазовой среды в ЗО во время рассматриваемой аварии, представлена на рисунке 8. Расчетная схема содержит 22 ячейки (модельных помещения), соединенных между собой 47 связями. Все строительные конструкции в помещениях защитной оболочки и сама защитная оболочка моделируются 118 стенами. Начальные условия во всех помещениях защитной оболочки:

- давление 0,1 МПа;

- температура 60°С;

- относительная влажность 0,9.

Рисунок 8 - Расчетная схема защитной оболочки

Истечение теплоносителя через разрыв первого контура происходит в бокс парогенераторов, которому соответствует модельное помещение нодализационной схемы V12. Поступление водорода из реактора также происходит через разрыв первого контура в V12. Поступление водорода, монооксида углерода и водяного пара в шахту реактора при взаимодействии расплава с бетоном задается в модельное помещение V5. Поступление водорода, образующегося при радиолизе в приямке, задается в V1. Бассейн выдержки расположен в модельном помещении V17. В это помещение происходит поступление водорода, образующегося при радиолизе в бассейне выдержки. В это помещение поступает пар, образующийся при испарении воды БВ, и водород, образующийся за счет паро-циркониевой реакции, после того как начинается оголение ТВС в БВ.

При расчете параметров парогазовой среды в ЗО во время рассматриваемой аварии учитывалась работа пассивных каталитических рекомбинаторов водорода РВК-500 и РВК-1000, установленных в помещениях ЗО.

Для расчета нагрева парогазовой среды в ЗО за счет энерговыделения продуктов деления использовался модуль CONTFP [3], входящий в состав кода СОКРАТ. Этот модуль предназначен для проведения инженерных расчетов поведения радиоактивных продуктов деления в ЗО при авариях. Изотопный состав ПД рассчитывался на основании данных по выгоранию на конец кампании с помощью модуля БОНУС, входящего в состав кода СОКРАТ. Модуль БОНУС предназначен для экспресс-оценки временной эволюции нуклидного состава топлива, остаточного тепловыделения и активности продуктов деления в активной зоне реактора, как на этапе штатной работы реактора, так и после его остановки. Расчет тепловыделения ПД, поступающих в ЗО при рассматриваемой аварии, проводился без учета осаждения ПД в первом контуре по мере их движения от активной зоны к месту разрыва из соображений консервативности.

При расчете рассматривалось поступление ПД в атмосферу помещений ЗО, осаждение на поверхностях (строительные конструкции, оборудование) и переход в водяной конденсат на полу помещений. Изменение во времени мощности тепловыделения ПД в атмосфере ЗО представлено на рисунке 9. Изменение во времени мощности тепловыделения ПД, осевших на поверхностях ЗО, представлено на рисунке 10. Изменение во времени мощности тепловыделения ПД, перешедших в водный конденсат, представлено на рисунке 11.

Изменение давления в ЗО при рассматриваемой аварии без учета работы системы аварийного сброса представлено на рисунке 12. Основное влияние на ход кривой давления оказывают следующие события, происходящие в процессе протекания аварии.

Рисунок 9 - Остаточное тепловыделение ПД в атмосфере ЗО

Рисунок 10 - Остаточное тепловыделение ПД, осевших на поверхностях ЗО

Рисунок 11 - Остаточное тепловыделение ПД, перешедших в воду

Через ~ 1ч 40 м с момента начала аварии происходит проплавление днища корпуса реактора и начинается выход расплава в бетонную шахту. Взаимодействие расплава с бетоном сопровождается поступлением пара и неконденсируемых газов в ЗО. Через ~ 23 ч с момента начала аварии начинается поступление в ЗО пара, образующегося при кипении воды в БВ. Через ~ 88 ч с момента начала аварии начинается поступление в ЗО водорода, образующегося при оголении ТВС в БВ.

Рисунок 12 _ Изменение давления в ЗО без учета работы системы аварийного сброса

Изменение давления парогазовой среды в ЗО при рассматриваемой тяжелой запроектной аварии с учетом периодического кратковременного функционирования системы аварийного фильтруемого сброса газов (включение системы при 0,45 МПа, отключение - при 0,4 МПа) представлено на рисунке 13.

Рисунок 13 - Изменение давления в ЗО при работе системы аварийного сброса газов

Массовый расход парогазовой смеси через систему сброса представлен на рисунке 14. Объемный расход парогазовой смеси через систему сброса представлен на рисунке 15.

Рисунок 14 - Массовый расход парогазовой смеси через систему сброса

Рисунок 15 - Объемный расход парогазовой смеси через систему сброса

Первое включение системы аварийного сброса газов происходит через ~ 240210 с (~ 66,72 ч) с момента начала аварии, когда давление в ЗО достигает 0,45 МПа, а последующее первое отключение системы при снижении давления в ЗО до 0,4 МПа через ~ 249070 с (~ 69,17 ч) с момента начала аварии. Таким образом, интервал времени, в течение которого осуществляется первый сброс парогазовой среды через систему, равен 8860 с (~ 2,5 ч). За это время на фильтре системы сброса осядут продукты деления с тепловыделением 67,6 КВт.

В таблице 2 приведены значения моментов времени включения системы сброса; продолжительность интервалов времени работы системы; объем парогазовой среды, прошедший через систему за каждый интервал времени ее работы; а также тепловыделение ПД, поступающих в систему за каждый интервал времени ее работы.

Таблица 2

Характеристики работы системы аварийного сброса газов

Суммарное значение мощности остаточного тепловыделения ПД, поступающих в систему сброса за рассмотренный интервал времени, равно ~ 321 кВт. С учетом возможных неопределенностей расчетной методики эта мощность может составлять ~ 500 кВт.

В представленной работе определены следующие параметры:

- поступление массы и энергии в защитную оболочку АЭС с ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой запроектной аварии за счет истечения теплоносителя и выхода водорода через гильотинный разрыв первого контура, выхода газов при взаимодействии расплава активной зоны с бетоном подреакторной шахты, испарения воды БВ и выхода водорода от паро-циркониевой реакции из-за окисления оболочек ТВС при их осушении, нагрева парогазовой среды в ЗО за счет энерговыделения продуктов деления;

- мощность остаточного тепловыделения ПД в атмосфере ЗО энергоблока №4 Балаковской АЭС в условиях рассматриваемой тяжелой запроектной аварии (учтены процессы осаждения ПД на строительных конструкциях и оборудовании в ЗО, а также переход ПД из атмосферы ЗО в водяной конденсат на стенах и полу);

- динамика изменения параметров парогазовой среды в ЗО энергоблока №4 Балаковской АЭС при рассматриваемой тяжелой запроектной аварии без учета работы системы сброса.

- динамика изменения давления в ЗО при условии периодического (в течение ~ 2,5 суток) функционирования системы аварийного фильтруемого сброса газов из ЗО при заданном алгоритме работы системы;

- мощность остаточного тепловыделения ПД, поступающих в систему аварийного фильтруемого сброса газов; с учетом возможных неопределенностей расчетной методики она составляет ~ 500 кВт.

Показано, что применение системы аварийного фильтруемого сброса газов на АЭС с ВВЭР-1000 позволяет ограничить рост давления в пределах максимально допустимых значений, установленных проектом, и обеспечить сохранение целостности ЗО в случае тяжелой ЗПА.

Список использованных источников

1. Расчетный код СОКРАТ B1. Аттестационный паспорт программного средства №275 от 13 мая 2010 г.

2. Программа АНГАР. Аттестационный паспорт программного средства №296 от 29 сентября 2011 г.

3. Алипченков В.М., Киселев А.Е. и др. Моделирование поведения продуктов деления в защитной оболочке с помощью расчетного комплекса СОКРАТ. Материалы 7-й МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». Подольск, 2011 г.

Размещено на Allbest.Ru