Сравнение кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 при анализе начальной стадии тяжелой аварии на РУ ВВЭР-1200

Нодализационная схема реактора показана на рисунке 2.5. Она включает в себя реактор, две расчетные петли (аварийную и эквивалентную неаварийную петлю), КД, пассивные СБ, ПГ и паропроводы свежего пара.

Рисунок 2.5 - Нодализационная схема РУ ВВЭР-1200 по программе СОКРАТ/В1

Активная зона представлена тремя вертикальными параллельными каналами, а ТВС разделены на три тепловых элемента с различным уровнем энерговыделения в соответствии с радиальным профилем энерговыделения в активной зоне. Металлические конструкции и элементы активной зоны реактора представлены тепловыми элементами, обрабатываемыми модулем СВЕЧА. Все тепловые элементы, включая объекты сложной формы, представляются в цилиндрической геометрии, с сохранением массы и поверхности теплообмена.

Каждая петля ГЦТ включает горячую нитку, коллекторы и теплообменные трубки (ТОТ) ПГ, холодную нитку с ГЦНА. На внешних границах трубопроводов задаётся температура атмосферы в защитной оболочке. Для двустороннего разрыва ГЦТ полным сечением на входе в реактор используются квазиканалы с применением модели критического истечения. Сброс теплоносителя производится в граничные условия, устанавливаемые в табличном виде для атмосферы под защитной оболочкой.

Модель ПГ по первому контуру включает горячий и холодный коллекторы с клапанами системы аварийного газоудаления и теплообменные трубки. Пучок ТОТ разбит по высоте на три пакета, а по длине - на 6 ячеек, с небольшим уклоном по направлению к коллекторам. Длина и кратность тепловых и гидравлических элементов задается с учетом распределения теплообменной поверхности по высоте ПГ. Второй контур ПГ представлен моделью с рециркуляцией, с выделением подъемного и опускного участка.

Расчетная схема системы паропроводов включает участки от каждого ПГ до ГПК, от ГПК до граничного условия, моделирующего сброс пара на турбину, и клапаны ИПУ ПГ, БЗОК, БРУ-А, СРК.

Работа САОЗ и СПЗАЗ моделируется при помощи граничного условия с заданием проектной расходной характеристики. Тепловой поток СПОТ задается как проектная табличная зависимость мощности теплоотвода (или расхода конденсата) от давления во втором контуре. Время включения СПОТ задается пользователем во входных данных.

Для описания тяжелоаварийных процессов в нижней части корпуса реактора используется модуль ГЕФЕСТ. Расчетная схема основана на численном решении уравнения теплопроводности в двумерной осесимметричной области. Разбиение пространства с опорами ТВС на подобласти производится с учётом сохранения полной массы стальных конструкций и равномерным их распределением. На верхних границах подобластей учитывается теплообмен излучением с активной зоной. Верхняя граница перемещается по мере заполнения фиктивных слоев материалами активной зоны. Учитывается теплообмен с водой на границах корпуса и шахты реактора.

3 Авария «Большая течь «Ду850» и полное обесточивание АЭС»

При выполнении анализов запроектных аварий используется метод «реалистической оценки»[7], а именно:

- 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»).

Основные процессы и явления внутрикорпусной стадии для режима “Большая течь и обесточивание” хорошо известны и описаны.

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 тепловыделениями продуктов деления топлива, до конца рассмотренного периода аварии.

Вследствие интенсивного истечения теплоносителя давление в первом контуре резко снижается до давления насыщения при температуре теплоносителя в СКР. При достижении давления в реакторе 5,9 МПа, что приводит к срабатыванию гидроемкостей САОЗ, начинается подача воды в напорную и сборную камеры реактора. По мере поступления охлаждающей воды САОЗ температура материалов активной зоны, в том числе топлива, снижается. Работа САОЗ ограничивает величину опорожнения реактора и к моменту отключения САОЗ обеспечивает существенное заполнение активной зоны и реактора охлаждающей водой.

Через 30 секунд с начала аварийного процесса включается в работу СПОТ, что способствует осуществлению эффективного отвода тепла от первого контура.

Выход гидроемкостей второй ступени (СПЗАЗ) на номинальную производительность происходит до отключения САОЗ. Подача воды из гидроемкостей второй ступени (СПЗАЗ) в совокупности с процессом конденсации пара в теплообменных трубках парогенераторов за счёт работы СПОТ на протяжении первых суток аварии позволяет компенсировать потерю теплоносителя в течь и осуществить эффективное охлаждение активной зоны.

После прекращения подачи воды из гидроемкостей происходит снижение объема и массы воды в первом контуре и осушение активной зоны. Опустошение баков СПЗАЗ приводит к потере источника воды, восполняющего расход теплоносителя в разрыв. Этот фактор вызывает плавное уменьшение массы теплоносителя в корпусе реактора и осушение активной зоны.

Осушение активной зоны приводит к разогреву, окислению оболочек твэлов, деградации и разрушению активной зоны, выходу радиоактивных продуктов деления из-под оболочки.

При снижении уровня теплоносителя в активной зоне ниже верхней кромки, 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 оболочками, 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. По мере разогрева активной зоны сверху вниз и от центра к периферии скорость генерации водорода возрастает. Вследствие экзотермичности пароциркониевой реакции окисление оболочек сопровождается быстрым ростом температуры оболочек. При достижении температуры оболочек 2250 К происходит разрушение оксидной пленки.

Разрушение твэлов начинается в верхней части активной зоны и сопровождается их плавлением и образованием локальных ванн расплава. Также возможна блокировка проходного сечения ТВС в средней части, что приводит к снижению скорости генерации водорода вследствие уменьшения расхода пара (так называемое «паровое голодание»). Образовавшийся в активной зоне расплав начинает перемещаться сверху вниз и от центра к периферии активной зоны, частично разрушая выгородку и внутрикорпусную шахту реактора.

После разрушения выгородки и стенки внутрикорпусной шахты реактора происходит массовый выход кориума за пределы активной зоны и попадание его в НКР и на днище 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).

Важными параметрами являются скорость генерации и суммарный выход водорода в ЗО на внутрикорпусной стадии аварии, поскольку они определяют требования к системам водородной безопасности.

После осушения корпуса реактора остаточное энерговыделение в расплаве расходуется частично на нагрев ВКУ, частично на нагрев и плавление стенки корпуса реактора. Сквозное проплавление корпуса реактора приводит к выходу расплава в УЛР.

4. 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 начинается подача борного раствора из емкостей САОЗ.

Расход теплоносителя в течь (рисунок 4.7) в первые секунды аварийного процесса незначительно различается, что обусловлено выбором шага счета и частотой выдачи данных для рассматриваемых кодов. Наименьший шаг выбран в коде ТЕЧЬ-М-97, для которого значение расхода теплоносителя в течь максимальное. Для всех кодов суммарное значение теплоносителя, выброшенного в разрыв ГЦТ (рисунок 4.8), примерно одинаково как в первые секунды до срабатывания СПЗАЗ, так и в течение 10000 с.

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. Учитывая различия в моделировании элементов активной зоны (включая учет различных каналов по мощностям), для сравнения были выбраны значения температуры оболочек твэлов в ТВС со средней энергонапряженностью по активной зоне (для ТЕЧЬ-М-97 и КОРСАР/ГП - 126 ТВС, для СОКРАТ/В1 - 103 ТВС). Отличия по значениям и периоду первого температурного пика для представленных кодов обуславливается учетом в рассматриваемом канале ТВС различной энергонапряженности. Быстрое снижение температуры оболочек твэлов для кодов КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 после первого пика обусловлено геометрическими особенностями моделирования, что приводит к более быстрому заполнению активной зоны (рисунок 4.13), чем для кода ТЕЧЬ-М-97. Далее по тексту под «средним каналом» будет пониматься набор ТВС со средней энергонапряженностью по активной зоне.

Отсутствие температурных скачков в оболочках твэлов в результатах расчёта по коду СОКРАТ на интервале от 100 до 5000 с (рисунок 4.11) объясняется сохранением смачиваемости верхних (9-10 ячейки) зон оболочек. В кодах ТЕЧЬ-М-97 и КОРСАР/ГП верхние зоны оболочек временно осушаются в результате большей амплитуды колебания уровня.

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. Различия в расходе теплоносителя из САОЗ (рисунок 4.2) обуславливаются различным моделированием гидроемкостей, а также выбором характеристик - показателя адиабаты, теплообмена газ-вода и газ-стенка, и условиями по прекращению подачи воды из САОЗ по уровню.

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. На данном этапе моделирование системы СПЗАЗ по кодам КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1 выполнено по упрощенной схеме - расход задается как граничное условие и таблично зависит от остатка теплоносителя в емкостях. При достижении заданных уровней расход изменяется в соответствии с таблицей 2.3. Для программы ТЕЧЬ-М-97 была разработана и внедрена подробная модель СПЗАЗ, учитывающая противодавление и давление столба жидкости в емкостях. В связи с этим окончание работы СПЗАЗ по программе ТЕЧЬ-М-97 наступает позже, чем в других кодах. Работы по созданию, применению и тестированию подробной модели для кода КОРСАР/ГП ведется в настоящее время. В СОКРАТ/В1 такая модель существует, однако ее использование в данных расчетах потребовало бы гораздо больше процессорного времени.

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.

Однако примерно с 400 с процесса расход теплоносителя в течь практически сравнивается с расходом подпитки, определяемым работой первой ступени системы СПЗАЗ. Уменьшение массы теплоносителя в корпусе реактора прекращается, и уровень теплоносителя стабилизируется на отметке выше верхней кромки активной зоны.

На 30,0 секунде по факту обесточивания секций надежного питания СБ происходит открытие затворов СПОТ, установленных до и после теплообменников-конденсаторов для воздушных теплообменников, и отсечной арматуры на паровых линиях воздушных теплообменников. В тяговых шахтах развивается циркуляция атмосферного воздуха, и интенсивно возрастает конденсационная способность теплообменников СПОТ, что приводит к началу расхолаживания парогенераторов по второму контуру. Время выхода СПОТ на проектную мощность из "холодного" резерва составляет примерно 400 секунд.

После снижения температуры воды во втором контуре ПГ ниже температуры среды первого контура парогенераторы переходят в режим конденсации пара первого контура. Часть образующегося конденсата сливается из ПГ в горячую нитку петли, а остаток - в холодную нитку. Конденсат, сливающийся в холодную нитку петли, попадает в реактор с некоторой задержкой после полного заполнения гидрозатворов в петлях ГЦТ.

Превышение расхода подпитки в реактор над выносом теплоносителя в течь обеспечивает стабильное на протяжении всего периода времени работы СПЗАЗ и СПОТ поддержание уровня теплоносителя выше верхней кромки активной зоны.

Начиная примерно с 50000 с происходит обратный ток паро-водяной смеси из контейнмента в ГЦК через разрыв трубопровода в анализе с использованием программы ТЕЧЬ-М-97 (рисунок 4.8), что позволяет скомпенсировать потерю теплоносителя первого контура, другими программами данный эффект не учитывается. Кодом СОКРАТ учитывается подсос парогазовой среды в корпус в некоторые моменты времени (например, перед окончанием работы САОЗ).

5.3 Осушение баков СПЗАЗ приводит к потере источника воды, восполняющего расход теплоносителя в разрыв. Исчерпание возможностей пассивных систем приводит к снижению уровня теплоносителя в активной зоне, разогреву и разрушению твэлов. Авария переходит в тяжёлую стадию.

5.4 В таблице 4.1 приводится хронология протекания аварии по различных кодам - ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1.

Таблица 4.1 Хронология протекания аварии

На рисунках 4.1-4.14 представлены основные характеристики РУ в ходе аварийного процесса при анализах с использованием кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1.

Рисунок 5.1 Мощность остаточных энерговыделений

Рисунок 5.2 Расход теплоносителя из САОЗ

Рисунок 5.3 Давление на выходе из активной зоны

Рисунок 5.4 Масса теплоносителя в первом контуре

Рисунок 5.5 Давление в парогенераторе

Рисунок 5.6 Мощность канала СПОТ ПГ

Рисунок 5.7 Суммарный расход теплоносителя в течь

Рисунок 5.8 Интегральный расход теплоносителя в течь

Рисунок 5.9 Расход теплоносителя на выходе и входе в аварийную петлю

Рисунок 5.10 Максимальная температура оболочек твэлов в среднем канале

Рисунок 5.11 Максимальная температура оболочек твэлов в среднем канале

Рисунок 5.12 Максимальная температура оболочек твэлов в среднем канале

Рисунок 5.13 Уровень в активной зоне

Рисунок 5.14 Уровень в КД

По мере снижения уровня теплоносителя в активной зоне условия теплоотдачи от оболочек твэлов ухудшаются, и на 28,3 ч аварии начинается их разогрев. На 29,2 ч аварии пробитие гидрозатвора на холодной нитке аварийной петли приводит к росту массы теплоносителя в активной зоне, и на некоторое время температура оболочек уменьшается. На 29,4 ч аварии оболочки твэлов разогреваются до температуры 1200К (рисунок 4.15) и в активной зоне начинается интенсивная генерация водорода вследствие паро-циркониевой реакции. Окисление оболочек твэлов приводит к увеличению скорости их разогрева. Разогрев твэлов сопровождается раздутием и разрывом оболочек, блокировкой проходного сечения ТВС, плавлением оболочек и образованием локальных ванн расплава. Разрушение твэлов происходит сверху-вниз и из центра к периферии активной зоны.

Рисунок 4.15 Температура обогреваемой части оболочек твэлов для различных срезов по высоте активной зоны.

Через 30 часов после ИС температура стальных конструкций активной зоны достигает температуры плавления и в опоры ТВС начинает перемещаться сталь. Этому процессу соответствует выпаривание воды из НКС и доокисление оболочек твэл образующимся паром. На 31-м часе аварии происходит перемещение материала ТВС на днище внутрикорпусной шахты реактора, а на 32,4 ч - сквозное проплавление стенки внутрикорпусной шахты (рисунок 4.16). Расплав активной зоны перемещается в опускной участок и далее в НКР и на днище корпуса реактора. Важно отметить, что к этому времени НКР осушена, поэтому после попадания расплава на днище отсутствует рост генерации пара и водорода.

Рисунок 4.16 Распределение кориума в НКР при плавлении корпуса реактора.

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 1,15 т.

Заключение

В докладе представлены результаты численного моделирования ЗПА (до перехода в тяжелую стадию в течение 24 часов с момента исходного события) для РУ ВВЭР-1200, выполненного с использованием отечественных кодов КОРСАР/ГП, ТЕЧЬ-М-97 и СОКРАТ/В1, для характерного сценария - мгновенный гильотинный разрыв ГЦТ на входе в реактор с наложением полного обесточивания АЭС. Эта авария является одной из наиболее представительных с точки зрения обоснования безопасности РУ и рассмотрена в проекте АЭС-2006. Цель анализа заключается в сравнении параметров РУ, определенных по указанным кодам, на интервале 24 часа с момента возникновения аварии, при учете работы пассивных систем безопасности, позволяющих предотвратить переход аварии в тяжелую стадию на рассмотренном этапе ЗПА.

В докладе также представлены результаты анализа тяжелой стадии аварии до момента повреждения корпуса реактора и выхода кориума в УЛР с использованием кода СОКРАТ/В1. В этой связи важным и актуальным вопросом является процесс согласования поведения параметров РУ, определенных по теплогидравлическим кодам ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и коду СОКРАТ/В1, до перехода в тяжелую стадию аварии.

Получено удовлетворительное совпадение результатов анализов с использованием кодов ТЕЧЬ-М-97, КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1, наиболее важные характеристики ЗПА представлены на рисунках 5.1-5.13 и в таблице 5.1. Использование пассивных систем в течение 24 часов аварийного процесса позволяет предотвратить повреждение активной зоны. Анализ тяжелой стадии ЗПА, проведенный с использованием кода СОКРАТ/В1, показал, 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 представительных сценариев и с учётом всех стадий развития аварийных ситуаций. Накопленный опыт разработки, верификации и использования теплогидравлических кодов в ОКБ «ГИДРОПРЕСС», ИБРАЭ РАН и других организациях позволит в обозримом будущем совместно приступить к НИОКР по разработке единого интегрального кода, основой которого могут стать современные коды КОРСАР/ГП и СОКРАТ/В1.

Список литературы

1. Программа для ЭВМ. Расчет параметров первого контура при разрывах трубопроводов. "ТЕЧЬ-М-97". 8624607.00466, ОКБ "Гидропресс", 1998.

2. Отчет. Верификация комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР, «ТРАП-97», ДЭ-108, ОКБ «Гидропресс», 1998.

3. Программный комплекс для ЭВМ. Расчетный код для анализов безопасности РУ с ВВЭР, КОРСАР/ГП, ФГУП НИТИ им. А.П. Александрова, 2006 г.

4. Leonid Bolshov, Valery Strizhov «SOCRAT - The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents», Proceedings of ICAPP '06 Reno, NV USA, June 4-8, 2006

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

6. Верификационный отчет базовой версии расчетного комплекса СОКРАТ/В2. Отчет ИБРАЭ РАН, 438 с.

7. Расчетное обоснование теплогидравлических характеристик реактора и РУ ВВЭР. В.П. Спассков, Ю.Г. Драгунов, С.Б. Рыжов, Н.С. Филь, А.М. Шумский / М.: Академкнига,2004. - 340с.

Размещено на Allbest.ru