Содержание к диссертации
Введение
1. Введение 4
2. Усовершенствование модели активной зоны РБМК в коде RELAP5/mod3.2 17
2.1. Общая методология 17
2.1 А. Контур многократной принудительной циркуляции 17
2.1.2. Моделирование активной зоны 22
2.1.3. Моделирование системы паропроводов 24
2.1.4. Моделирование системы подачи питательной воды 25
2.1.5. Моделирование САОР 29
2.1.6. Система автоматического регулирования тепловых параметров энергоблока 32
2.1.7. Модель КСКУЗ реактора 33
2.1.8. Модель газового объёма в пределах реакторного пространства 34
2.2. Усовершенствованная модель эквивалентного топливного канала 35
2.2А. Моделирование теплопередачи излучением 35
2.2.2. Моделирование теплопередачи от графитовых блоков реактора к теплоносителю 2.3. Разработка «постпроцессора» 52
23 А. Программа «SPPR» 52
2.3.2. Программа «SPPR Reader» 60
2.4. Заключение 60
3. Анализ аварии при полном обесточивании собственных нужд энергоблока ... 62
3.1. Постановка задачи 62
3.2. Расчетная модель 65
3.3. Расчет «базового» сценария аварии 79
3.4. Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора (без снижения давления в КМПЦ) 86
3.5. Сценарий с принудительным сбросом давления (без открытия задвижек от ГБ САОР) 92
3.6. Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора и принудительным сбросом давления 100
3.7. Заключение 109
4. Анализ аварий, вызванных разрывом трубопроводов большого диаметра при отказах САОР 112
4.1. Исходные события 112
4.2. Анализ поведения реакторной установки 113
4.3. Заключение 122
5. Анализ всплеска давления в КМПЦ при восстановлении охлаждения разогретой активной зоны 125
5.7. Восстановление охлаждения активной зоны в теплоотводных авариях, с сохранением герметичности КМПЦ 725
5.2. Восстановление охлаждения активной зоны в авариях, вызванных разрывом трубопроводов большого диаметра 134
5.3. Заключение 735
6. Заключение 137
Список сокращений 139
Литература 1
- Моделирование активной зоны
- Моделирование теплопередачи от графитовых блоков реактора к теплоносителю 2.3. Разработка «постпроцессора»
- Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора (без снижения давления в КМПЦ)
- Анализ поведения реакторной установки
Моделирование активной зоны
Как уже упомянуто выше, в основу описания активной зоны реактора принято допущение о возможности представления всех её каналов ограниченным числом групп эквивалентных каналов. Объединение каналов в эквивалентные группы осуществляется путем осреднения их гидравлических и тепловых характеристик в выбранных диапазонах мощностей. Каждая эквивалентная группа представляется одним эквивалентным каналом, гидравлические и тепловые характеристики которого масштабируются в соответствии с количеством каналов в данной группе. Количество таких групп определяется требованиями к решаемым задачам и возможностями кода.
При моделировании одна из половин реактора (условно называемая «аварийной»), обладающая большей суммарной мощностью каналов моделируется более подробно. 22 РГК этой половины моделируются несколькими (от двух до четырех) эквивалентными РГК. Один из них, называемый «аварийным», описывает РГК с максимальной суммарной мощностью подсоединенных к нему каналов. Остальные РГК описывают оставшиеся 21 РГК. Количество эквивалентных РГК зависит от типа решаемых при расчетном анализе задач. К «аварийному» РГК подсоединяются несколько эквивалентных каналов, так, чтобы в результате анализа можно было бы иметь достаточно полное представление о теплогидравлическом состоянии групп каналов, различающихся исходными мощностями и расходами. Каналы, подсоединенные к оставшимся эквивалентным РГК «аварийной» половины моделируются упрощенно. Обычно к каждому эквивалетному РГК подсоединяются эквивалентные каналы, описывающую группу ТК с максимальной мощностью и средней мощностью. В зваисимости от загрузки реактора и решаемых при расчетном анализе задач, может также выделяться группа, описывающая каналы с ДІЇ и водяными столбами воды и группа каналов с минимальной по реактору мощностью и расходом.
Каналы «неаварийной» половины описываются упрощенно. Все они разбиваются на несколько групп, одна из которых описывает каналы с максимальной по реактору мощностью, вторая - оставшиеся каналы с топливом. Кроме этого, как и для «аварийной» половины, могут описываться каналы с ДІЇ. Исходная мощность каждой группы топливных каналов и расход через них определяются исходя из анализа референтного состояния активной зоны реактора.
Каждый эквивалентный топливный канал состоял из 12 осевых и 16 радиальных объемов, которые моделировали твэл или ДІЇ, канальную трубу и графитовый блок. Канальная труба и графитовый замедлитель моделировались для каждого канала тепловой структурой, разбитой в радиальном направлении на 8 частей - первые две моделируют канальную трубу, следующие две - область колец "твердого" контакта и оставшиеся 4 - графитовый блок. Теплопередача через кольца "твердого" контакта описывалась эквивалентным коэффициентом теплопроводности. Распределение энерговыделений в топливе, оболочке твэл, канальной трубе, кольцах "твердого" контакта и графитовом блоке по радиусу принимается равномерным.
При моделировании твэлов, пользователь кода Relap5 имеет возможность учесть процессы, протекающие в газовом зазоре между топливом и оболочкой. Модели газового зазора и деформации оболочки, внедренные в код, позволяют смоделировать контактное сопротивление между оболочкой и топливом с учетом изменения последнего во время аварийных режимов. Также учитывается возможность повреждения оболочки твэла под действием температуры и перепада давлений на ней.
В коде Relap5 реализована модель излучения, соответствующая закону Стефана-Больцмана с диффузионно излучающими поверхностями. Учет произвольного расположения излучающих поверхностей выполняется с использованием угловых коэффициентов излучения, которые определяют долю диффузно распределенной энергии излучения, передаваемой с одной поверхности на другую. Согласно методике, приятной в коде Relap5, пользователь может описать до 99 систем (set) с излучающими поверхностями. В каждой системе, с помощью угловых коэффициентов облучения можно учесть взаимное облучение до 99 поверхностей. Степень черноты циркониевых поверхностей принимается равной 0.6, что соответствует тонкой окисленной пленке ZrC 2. Степень черноты топлива принимается равной 0.8. Теплопередача от трубы канала к графитовому блоку моделируется эквивалентным коэффициентом теплопередачи.
При проведении расчетов имеется возможность моделировать нейтронно-физическое состояние активной зоны с использованием уравнений точечной кинетики. В этом случае описываются наборы констант запаздывающих нейтронов, эффективная доля запаздывающих нейтронов (Рэф) при работе реактора на энергетическом уровне мощности, зависимости эффекта реактивности от плотности теплоносителя и зависимость эффекта реактивности топлива от температуры. Эти данные, рекомендуемые для использования в модели точечной кинетики, получаются с помощью специализированных кодов, например, комплекса SADCO [51, 52] при среднем выгорании, соответствующем выбранному референтному состоянию энергоблока.
В случаях ожидаемого заглушения реактора в течение первой секунды аварии, моделирование нейтронно-физического поведения реактора может быть избыточным. В этом случае до срабатывания аварийной защиты мощность реактора консервативно принимается постоянной.
После срабатывания аварийной защиты распределение энерговыделений по элементам ячейки активной зоны осуществляется в соответствии с кривыми изменения остаточного энерговыделения.
Схема паропроводов показана на Рис. 2.3. В модели этой системы все четыре главных паропровода моделируются четырьмя соответствующими эквивалентными паропроводами.
Такая модель учитывает все возможные перетоки пара по паропроводам и позволяет анализировать режимы, как с отказами оборудования, так и с разрывом главного паропровода при любом местоположении разрыва, а также рассматривать аварийные режимы с ложным открытием и последующим незакрытием любого количества ГПК с разными параметрами настройки.
В модели описывается кольцо высокого давления, а также сброс пара в конденсаторы турбин через БРУ-К, в СЛА через ГПК и в коллектор собственных нужд через БРУ-Д-ТК. Расход пара на БРУ-К и турбогенераторы определяется работой тепловой автоматики и зависит от текущих значений степени открытия регулирующих клапанов и давления в БС. Расход пара через ГПК определяется уставками открытия/закрытия, пропускной способностью, временными задержками на открытие/закрытие и давлением в БС. 2.1.4. Моделирование системы подачи питательной воды
Схема подачи питательной воды от деаэраторов, осуществляемая насосами ПЭН (марки СПЭ-1650-75) и АПЭН-1,2,3 (марки ПЭ 250-75), показана на Рис. 2.4. При работе в стационарном режиме давление в деаэраторе принимается заданной функцией времени. При исследованиях аварий, с помощью аппарата контрольных переменных, подача воды и пара в деаэратор описывается на основании оценок потребления пара турбиной и БРУ-Д. Насосная группа ПЭН описывается одним эквивалентным насосом. От напорного коллектора ПЭН вода подается в питательные узлы каждой половины реактора, затем в раздающие коллекторы питательной воды внутри БС и далее в смесители БС. Питательный узел каждой половины реактора представлен в модели двумя параллельными трубопроводами аварийной и неаварийной половин с регулирующими и обратными клапанами на каждом из них. Регулирующие клапаны предназначены для регулирования подачи питательной воды в КМПЦ при работе реактора в основном энергетическом диапазоне (-10 -г- 100%NHOM)- ОПЫТ эксплуатации показывает, что для работы реактора на номинальной мощности достаточно двух любых ниток с основными регулирующими питательными клапанами, то есть третья питательная нитка с основным регулирующим клапаном является резервной.
Моделирование теплопередачи от графитовых блоков реактора к теплоносителю 2.3. Разработка «постпроцессора»
Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора (без снижения давления в КМПЦ)
Представленные ниже результаты расчётов для энергоблоков с РУ РБМК-1000 второго поколения выполнены с использованием уточненной модели активной зоны. Целью расчета являлась оценка эффективности использования пассивного запаса воды конденсатно-питательного тракта и деаэраторов.
Анализ эффективности управляющих действий персонала основывался на относительных оценках, которые показывают увеличение времени до повреждения физических барьеров безопасности по сравнению со случаем полного отсутствия управляющих действий персонала, то есть на сравнении сценария при полном отсутствии действий персонала (ниже называемого «базовым») со сценариями, в которых персонал предпринимает управляющие действия, направленные на подпитку реактора водой из ГБ САОР и (или) трубопроводов питательного тракта.
Гидробаллонная подсистема САОР на вторых очередях АЭС с РБМК включает в себя 12 гидробаллонов объёмом 25 м каждый с запасом воды 12 м и давлением наддува 9.8МПа. Деаэраторы с номинальным давлением наддува пара 0.65 МПа имеют общий запас воды 480 м при температуре 165С.
Расчёт аварийных последовательностей прекращался при достижении температурой канальной трубы 650 С при высоком (более 4 МПа) давлении в КМГЩ и при достижении температурой оболочек твэлов 1200С.
В «Базовом» сценарии можно выделить три этапа развития аврии: начальный этап и этапы осушения и разогрева активной зоны реактора. Начальный этап аварии после ИС, включающий: автоматический останов реактора вследствие обесточивания муфт сервоприводов и последующего ввода стержней СУЗ в активную зону; кроме того в течение первой секунды в каждом из двух независимых комплектов КСКУЗ формируются автоматические команды на остановку реактора в режиме БСМ; команды формируются по таким сигналам как сброс нагрузки обеими турбинами (закрытие СК обеих турбин менее чем за 0.4 с), снижение расхода питательной воды до 50% от номинального значения (отключение ПЭН), отключение ГЦН и другим сигналам; отключение насосов контура охлаждения стержней СУЗ, насосов техводы и др., отключение потребителей пара на СН и постулирование запрета на автоматический сброс пара через БРУ-К; вследствие отсутствия стока пара из коллектора собственных нужд, давление в нём повышается до 12 кгс/см , что приводит к формированию команд на закрытие БРУ-Д; в дальнейшем предполагается, что утечками пара через БРУ-Д можно пренебречь.
На следующем этапе выпаривания запасов воды в БС в условиях отсутствия подпитки контура циркуляции при потере стока тепла рост давления в КМПЦ ограничивается за счёт периодического срабатывания ГПК, сбрасывающих пар в бассейн-барботёр. В это время происходит захолаживание графитовой кладки, а температура ТК поддерживается на уровне температуры насыщения. Продолжительность этого этапа контролируется эксплуатационным персоналом по снижению уровня воды в БС.
При совпадении сигналов о снижении уровней воды в БС одной из половин до отметки «-1000 мм» и о снижении давления в НК ПЭН, формируется команда на автоматическое включения САОР. Петля КМПЦ, на которой уровни воды в БС раньше достигают отметки «- 1000 мм», интерпретируется автоматикой САОР как «аварийная», и в каналы этой петли направляется вся вода, запасённая в ГБ САОР. При этом половина активной зоны другой, «неаварийной» петли КМПЦ воду от ГБ САОР не получает, и, следовательно, процессы, протекающие в топливных каналах этой половины будут такими же, как и для случая отсутствия сигнала на автоматическое включение САОР. Поэтому автоматическое срабатывание САОР в базовом сценарии не рассматривается.
После этапа довыпаривания воды в БС и в верхних коммуникациях КМПЦ (до уровня верха активной зоны) начинается разогрев активной зоны остаточным энерговыделением.
В следующем сценарии (сценарий 2) оценивалась эффективность подачи воды от ГБ САОР на обе половины реактора без снижения давления в КМПЦ. После открытия персоналом задвижек на сливных трубопроводах от ГБ САОР две половины КМПЦ объединяются по воде, вследствие чего запасы воды в двух половинах за счёт перетоков воды по перемычкам ГЦН и трубопроводам САОР выравниваются, затягивая время до наступления деградации активной зоны.
Первые два этапа развития аварии в данном сценарии аналогичны этапам «базового» сценария, а третий этап характеризуется процессами после принудительного открытия оперативным персоналом задвижек на сливных магистралях от ГБ САОР на обе половины реактора при снижении уровней воды в БС до отметки «-1000 мм».
В сценарии 3 анализировалась эффективность использования «пассивных запасов воды питательного тракта и деаэраторов после принудительного сброса давления в КМПЦ с отказом срабатывания ГБ САОР. Для этого при снижении уровня воды в БС до отметки «-1000 мм» оператор принудительно открывал клапан одного ЬРУ-К. В этом случае достигается снижение давления в КМПЦ до значения, предотвращающего множественный разрыв канальных труб в разогретой активной зоне при высоком давлении, при котором возможно разрушение РП. Снижение давления приводит к вскипанию воды в деаэраторах и питательных трубопроводах и последующему вытеснению остающейся воды в КМПЦ. Данный механизм подачи питательной воды в реактор предполагает отсечение деаэраторов от конденсатно-питательного тракта и от греющего пара.
Первые два этапа развития аварии аналогичны этапам «базового» сценария, а третий этап довыпаривания воды в БС и в верхних коммуникациях КМПЦ и разогрев активной зоны определяется процессами, сопутствующими сброс давления в контуре циркуляции при открытии БРУ-К со сбросом пара в бесконечный объём с атмосферным давлением.
И, наконец, в 4-ом сценарии предполагалось, что после снижения уровня воды в БС до уровня «-1000 мм» оператор открывает задвижки на сливных трубопроводах от ГБ САОР на обе половины КМПЦ и клапан одного БРУ-К. В этом случае достигается полная «разрядка» гидробаллонов САОР и обеспечивается поступление воды в реактор из питательного тракта с выравниванием массы воды в обеих половинах КМПЦ. Первые два этапа этого сценария развиваются также, как в «базовом» сценарии.
Геометрические и технические характеристики трубопроводов и оборудования, алгоритмы работы автоматики и другие данные по конденсатно-питательному тракту (от деаэраторов до БС), по системам паропроводов, КМПЦ, САОР, а также данные по УСНЭ, УСБ и другим системам были приняты соответствующими второму поколению РУ РБМК-1000 (на примере 3 энергоблока Курской АЭС). Характер спада остаточных энерговыделений были заимствован из работ по углубленной оценке безопасности 3 блока Ленинградской АЭС (Рис. 3.1, Рис. 3.2).
Анализ поведения реакторной установки
Аварийной уставки «-1000 мм» (по уровнемерам со шкалой +400- -1200 мм) уровни воды в БС аварийной половины достигают: при разрыве НК ГЦН через 7 с; при разрыве ОТ через 15 с; при разрыве РГК через 30 с. На неаварийной половине (Рис. 4.3) из-за дополнительного вскипания теплоносителя, обусловленного падением давления в КМПЦ, после кратковременного снижения уровни воды начинают возрастать. Повторное снижение уровней воды в БС неаварийной половины наблюдается после 10 минуты аварии, и обуславливается выпариванием теплоносителя на фоне замедления спада давления. Отметок «-1000 мм» уровни воды неаварийной половины достигают: при разрыве НК ГЦН через 1060 с; при разрыве ОТ через 1350 с; при разрыве РГК через 2520 с. 70 при разрыве ОТ около БС и на 300 с при разрыве РГК. ГЦН неаварийной половины отключаются на 220 с при разрыве НК и на 320 с при разрывах ОТ и РГК.
Поскольку в исследованных режимах предполагалось сохранение работоспособности ПЭН, вода, запасенная в питательном тракте, поступала в КМГЩ, преимущественно в БС аварийной половины (что обусловлено, в первую очередь, работой тепловой автоматики регистрирующей осушение БС). После исчерпания запасов воды в деаэраторах питательные насосы отключаются: на 200 с при разрыве НК, на 265 с при разрыве ОТ около БС и на 400 с при разрыве РГК.
Вслед за остановом реактора с некоторым запаздыванием формируются команды на включение САОР по совпадению сигнала повышения давления в реакторном помещении с сигналом снижения перепада давления между НК ГЦН и БС (или с сигналом снижения уровня в БС аварийной половины до уставки «—1000 мм» по уровнемерам со шкалой +400 --1200 мм), но, согласно принятому сценарию, САОР не срабатывает.
Различие изменения запасов воды в БС и времени работы ГЦН в петлях КМПЦ после исходного события определяет различие расходов теплоносителя через ТК аварийной и неаварийной половин реактора, и, соответственно, различие температурных режимов твэлов и труб ТК.
В условиях сохранения целостности неаварийной петли КМПЦ, состояние «неаварийной» половины активной зоны определяется в основном темпом снижения давления. Расходы теплоносителя через ТК после отключения ГЦН сохраняются на уровне 1-Ю,2 кг/с в течение 1-И,5 часов, что обеспечивает в этот период снижение температур оболочек твэлов и канальных труб (Рис. 4.5 и Рис. 4.6). Температура блоков графитовой кладки в ячейках с каналами средней мощности снижается до 140-И 5 0С.
При разрыве НК ГЦН в течение первых 1,5 часов аварии, сохраняется интенсивный теплоотвод от твэлов и канальных труб неаварийной половины активной зоны, благодаря чему температуры оболочек топлива и канальных труб в течение этого времени соответствуют температуре насыщения теплоносителя. Впоследствии, из-за выпаривания воды температуры начинают расти, и к 2 часу аварии температура твэлов в наиболее теплонапряженных каналах достигает критерия 700 С, при котором возможна разгерметизация оболочек. Давление в КМПЦ через 10 минут снижается до 0,6 МПа, температура канальных труб в течение всего исследованного периода остается ниже 650 С, что позволяет констатировать сохранение их целостности.
При разрыве напорного коллектора ГЦН практически одновременно закрываются обратные клапаны на всех РГК и перемычке НК ГЦН-КСАОР аварийной половины. Таким образом, контур рассекается надвое, и охлаждение твэлов может осуществляться только за счет теплоносителя, запасенного в РГК, водяных коммуникациях и ТК. Расход теплоносителя в топливных каналах быстро снижается, что приводит к интенсивному выпариванию теплоносителя в ТК (Рис. 4.11), ухудшению теплоотвода в момент времени, когда мощность еще велика и, как следствие, росту температур топлива и труб ТК. Ограничение роста температур твэлов и канальных труб ТК, подключенных к РГК с закрывшимися ОК аварийной половины (Рис. 4.7 и Рис. 4.8), обуславливается уменьшением энерговыделения и межканальными перетечками теплоносителя, которые вызваются различной генерацией пара в ТК одного РГК. Максимальная температура оболочек твэлов в каналах максимальной мощности в начальный период аварии достигает 700С. В это время давление в КМГЩ превышает давление в газовых зазорах твэлов, т.е. оболочки твэлов обжаты внешним давлением. Для допустимых при изготовлении твэлов зазорах и сколах между таблетками значения температур, при достижении которых возможна потеря целостности оболочек твэлов в состоянии «обжатия», составляют 100(Н1200оС.
С 60 секунды аварии, после исчерпания запасов воды в НВК начинается повторный разогрев твэлов и канальных труб. Скорость разогрева определяется уровнем остаточных энерговыделений, который помимо разогрева твэлов определяет разогрев пара в объеме ТК, а также разогрев канальной трубы и графита, тепло к которому передается как через пар, так и посредством теплового излучения. Температура оболочки твэла превышает критерий приемлемости 700 С в ТК максимальной мощности на-610 с, ас 700 сив ТК средней мощности.
Повышение температуры оболочек твэлов и канальных труб в ТК неаварийных РГК аварийной половины при разрыве РГК и в ТК аварийной половины при разрыве ОТ в начальный период после останова реактора отсутствует (см. Рис. 4.7 и Рис. 4.8). В течение первых минут охлаждение твэлов и канальных труб осуществляется в режиме принудительной циркуляции, работающими ГЦН. После кавитационного срыва насосов расходы в каналах снижаются практически до нулевого значения и ТК запариваются. Однако вследствие генерации пара в НВК, РГК и коллекторах САОР (недогрев воды в этих трубопроводах при номинальных параметрах реактора составляет 15С), обусловленной снижением давления, в течение нескольких минут после срыва насосов каналы охлаждаются паром, что достаточно для поддержания температуры оболочек твэлов и канальных труб на уровне температуры насыщения.
