Содержание к диссертации
Введение
1 Взрывное взаимодействие высокотемпературного расплава с охладителем 13
1.1 Общая характеристика процессов взаимодействия высокотем пературного расплава с теплоносителем 16
1.2 Обзор исследований, посвященных проблеме паровых взрывов 21
1.2.1 Предварительное перемешивание расплава с охладителем . 21
1.2.2 Взрывное взаимодействие расплава с охладителем 24
1.2.3 Концепция микровзаимодействий 36
1.3 Обзор компьютерных кодов для моделирования термической детонации 38
1.4 Выводы 46
2 Математическая модель и численная схема кода VAPEX-D . 50
2.1. Система уравнений, описывающих динамику фаз 54
2.2 Определяющие соотношения 58
2.2.1 Силовое взаимодействие фаз 58
2.2.2 Теплообмен между фазами 61
2.2.3 Массообмен между фазами 65
2.2.4 Диаметр дисперсной фазы 68
2.3 Численный метод 73
2.4 Краткая характеристика кода 75
3 Верификация кода VAPEX-D 77
3.1 Тестирование на задачах, имеющих аналитическое решение . 78
3.1.1 Ударная волна в идеальном газе 78
3.1.2 Ударная волна в воде 80
3.1.3 Ударная волна в пароводяной смеси 84
3.1.4 Распространение волны давления в открытом бассейне с во дой при заданном энерговыделении 87
3.2 Численное моделирование эксперимента по паровому взрыву . 100
3.2.1 Экспериментальная установка и методика проведения эксперимента 100
3.2.2 Нодализационная схема и основные параметры 105
3.2.3 Анализ полученных результатов 110
3.2.4 Расчет без учета влияния неконденсирующегося газа 114
3.3 Выводы 120
4 Численное моделирование парового взрыва в шахте водяного реактора под давлением 121
4.1 Возможные сценарии тяжелой аварии и основные физические процессы 122
4.2 Нодализационная схема и основные параметры 126
4.3 Результаты расчетов 128
4.3.1 Расчет с начальным уровнем воды 3 м 128
4.3.2 Расчет с начальным уровнем воды 1м 133
4.3.3 Расчет с уменьшенным расходом кориума в струе 141
4.4 Выводы 149
Заключение 151
Список литературы
- Обзор исследований, посвященных проблеме паровых взрывов
- Силовое взаимодействие фаз
- Численное моделирование эксперимента по паровому взрыву
- Расчет с начальным уровнем воды 3 м
Введение к работе
Актуальность работы. Обеспечение безопасной эксплуатации АЭС является одной из важнейших проблем современной ядерной энергетики. Согласно «Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)» [1] оценка безопасности действующей атомной станции должна содержать анализ запроектных аварий — аварий, вызванных не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающихся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных действий персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или к расплавлению активной зоны, уменьшение последствий которых достигается управлением аварией и/или реализацией планов мероприятий по защите персонала и населения [2]. При этом возникает целый ряд задач: определение сценария развития аварии, оценка ее вероятных последствий и разработка технических средств их минимизации, разработка методов управления аварией и др. На решение этих задач направлены многочисленные экспериментальные и расчетные исследования, проводимые в рамках российских и международных проектов и программ.
Запроектная авария, приводящая к разрушению или плавлению активной зоны реактора, называется тяжелой. Тяжелая авария на АЭС характеризуется совокупностью взаимосвязанных сложных явлений и процессов различной физической природы. При тяжелой аварии АЭС с реактором типа ВВЭР характерны [3]: нарушение адекватного охлаждения активной зоны, разогрев твэлов и элементов внутрикорпусных конструкций, интенсивное окисление металлических конструкций, расплавление
и разрушение активной зоны, падение разрушенной активной зоны в нижнюю камеру реактора, интенсивная генерация пара, образование и горение водорода, повреждение корпуса ректора, воздействие расплава активной зоны (кориума) на бетонную оболочку, разрушение оболочки, выход и распространение продуктов деления. Существенное место в сценариях тяжелых аварий на АЭС занимает рассмотрение взрывных явлений, способных разрушить контейнмент [4, 5]. Одним из таких явлений является паровой взрыв, когда расплав активной зоны реагирует взрывным образом с остатками воды в корпусе реактора или при его истечении в шахту реактора, заполненную водой.
Современный анализ безопасности АЭС корпусного типа для случая тяжелых аварий требует применения не только системных кодов для анализа динамических процессов в реакторной установке и контей-нменте, таких как RELAP5, ATHLET, CATHARE, MELCORE, РАТЕГ, КОРСАР, БАГИРА, CONTAIN, COCOSYS, КУПОЛ, ВСПЛЕСК, но и разработки детальных расчетных инструментов для анализа отдельных процессов и явлений, реализующихся в ходе аварии. К настоящему времени уже разработаны и используются в анализах безопасности такого рода детальные коды: СВЕЧА (ИБРАЭ РАН, для моделирования процессов разрушения активной зоны на начальной стадии тяжелой аварии), ГЕФЕСТ (ИБРАЭ РАН, для моделирования процессов взаимодействия расплава активной зоны с материалами конструкций нижней камеры смешения и стенкой корпуса, а также процесса деформации и разрушения корпуса), FIRECON (ВНИИЭФ, для пространственного моделирования горения водорода в контейнменте в широком диапазоне режимов (от медленного до детонации)) и др.
До последнего времени в России не было расчетных кодов для анализа парового взрыва при тяжелой аварии, хотя были проведены [6] достаточно интересные экспериментальные исследования этого явления в ГНЦ ФЭИ и НПО «Луч» при участии ОКБ «Гидропресс».
За рубежом паровой взрыв достаточно активно изучается последние двадцать лет [7, 8]. Были выполнены и выполняются несколько крупных программ, посвященных его экспериментальному и аналитическому исследованию. В настоящее время реализуется международная программа SERENA [9] (Steam Explosion REsolution for Nuclear Applications). Появление этой программы в 2001 году было вызвано общим осознанием экспертами разных стран нерешенности многих проблем, связанных с паровым взрывом, и пониманием их важности для безопасности АЭС [10].
На сегодняшний день целостной и исчерпывающей теории парового взрыва не создано, однако уже сформированы основные представления и подходы к его исследованию. Общепринято, что крупномасштабный паровой взрыв состоит из следующих четырех стадий: предварительное перемешивание расплава с охладителем, инициирование парового взрыва, распространение волны термической детонации и расширение продуктов в окружающее пространство.
В ведущих зарубежных исследовательских центрах в области ядерной энергетики создано несколько расчетных кодов для численного моделирования процессов предварительного перемешивания расплава с охладителем и распространения волны термической детонации. Эти коды используются для оценки последствий парового взрыва для зарубежных АЭС, в Россию они не были переданы.
Все вышесказанное определяет актуальность создания и развития отечественных кодов, предназначенных для моделирования парового взрыва в ходе комплексного анализа тяжелой аварии на АЭС корпусного типа с водой под давлением.
Основными целями и задачами диссертации являлись:
1) обзор основных работ, посвященных проблеме паровых взрывов и, в частности, распространению волны термической детонации;
2) разработка математической модели, описывающей процесс распространение волны термической детонации;
3) разработка и реализация в расчетном коде VAPEX-D численного метода решения системы дифференциальных уравнений математической модели;
4) тестирование разработанного кода на задачах, имеющих приближенное аналитическое решение;
5) верификация кода на результатах крупномасштабного интегрального эксперимента FARO L-33 с реальным кориумом, в котором наблюдался паровой взрыв;
6) численное моделирование парового взрыва в условиях тяжелой аварии в шахте реактора.
Новизна работы. Создана математическая модель, описывающая взрывное взаимодействие кориума с водой и расширение продуктов взрыва, учитывающая присутствие неконденсирующегося газа. Разработана высокоустойчивая разностная схема численного решения системы уравнений многоскоростной многофазной модели. На основе этой математической модели и численного метода создан расчетный код VAPEX-D для проведения анализов взрывного взаимодействия расплава с охладителем при тяжелых авариях на АЭС. Выполнена верификация разработанного
кода, в том числе и на крупномасштабном эксперименте с реальным кориумом. Продемонстрирована адекватность расчетов, выполненных кодом. Выполнен расчет внекорпусного парового взрыва и определены возникающие нагрузки на стенки шахты для реактора с водой под давлением.
Достоверность предложенных в работе модели, численной схемы и разработанного на их основе кода VAPEX-D базируется на использовании апробированных определяющих корреляций и подтверждается результатами тестирования и верификации этого кода.
Практическая ценность проведенного исследования состоит в применении разработанного и верифицированного расчетного кода VAPEX-D для анализа взрывного взаимодействия высокотемпературного расплава активной зоны с теплоносителем и расчета возникающих при этом динамических нагрузок при тяжелой аварии на АЭС с реактором под давлением. Данный код включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР, разрабатываемой в настоящее время. С помощью этого кода можно проводить оценки энергетического (взрывного) взаимодействия кориума с водой в ходе комплексного анализа развития тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, которые необходимы при разработке пассивных систем безопасности. Все основные этапы исследования выполнялись по согласованным техническим задания или договорам с РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и концерном «Росэнергоатом», а также в рамках совместного с ВНИИЭФ проекта, который финансировался Международным научно-техническим центром (МНТЦ) и по отдельным контрактам с Европейским объединенным исследовательским центром. Часть результатов получена при выполнении проектов, поддержанных Российским фондом фундаментальных исследований (РФФИ).
Личный вклад автора. Все этапы работы по разработке математической модели и численной схемы, созданию, верификации кода VAPEX-D, а также проведению расчетов и их анализ были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии.
Публикации. Основные результаты работы были изложены в статьях, опубликованных в журналах «Атомная энергия», «Теплофизика высоких температур», и 3 докладах, опубликованных в трудах отечественных и международной конференции.
Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались Международной конференции по многофазным системам (Уфа, 2000); на 2-ой Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2001); на ежегодной конференции по ядерной технологии (Штутгарт, Германия, 2002).
Структура и объем диссертация. Диссертация содержит введение, 4 главы, выводы, список литературы из 83 использованных источников. Диссертация выполнена на 164 листах, включая 4 таблицы и 84 рисунка.
Обзор исследований, посвященных проблеме паровых взрывов
Одной из основных целей диссертационной работы является создание расчетного кода, моделирующего третью стадию парового взрыва — распространение волны термической детонации. Поэтому основная часть обзора будет посвящена этой теме. Однако, вначале кратко рассмотрим работы, посвященные начальной стадии парового взрыва — стадии предварительного перемешивания, которая определяет начальные условия для распространения волны термической детонации.
Следует отметить, что на сегодняшний день предварительное перемешивание расплава с охладителем является наиболее исследованной стадией парового взрыва. Значительное количество экспериментальных работ содержат много опытных данных, необходимых для анализа математических моделей и верификации компьютерных кодов.
Стадию предварительного перемешивания расплава с.охладителем при паровом взрыве можно условно разделить на две части: дробление струи расплава в воде и собственно перемешивание диспергированного расплава с охладителем.
Дробление струи расплава в воде. При развитии тяжелой аварии на АЭС одним из наиболее вероятных способов проникновения расплава в воду является пролив одной или нескольких вертикальных струй. В этом случае ключевым процессом, определяющим дальнейшее перемешивание расплава с водой, является дробление струи. Активные исследования этого процесса в условиях протекания тяжелой аварии были начаты в 90-х годах, поскольку не существовало надежных корреляций и методов расчета для определения скорости уноса капель с поверхности струи и их размеров, особенно для экстремальных условий тяжелых аварий (температура расплава около 3000 К).
Из наиболее активных исследований, ведущихся в данном направлении, следует отметить исследования в Аргоннской национальной лаборатории США, где был создан код THIRMAL [23]. Код THIRMAL применялся для анализа эффективности охлаждения кориума в водяном бассейне для шведских реакторов BWR. В Институте ядерной энергетики и энергосистем (IKE) Штуттгартского университета (Германия) создан код IKEJET [24]. Код IKEJET был верифицирован на различных экспериментах, посвященных дроблению струи, выполненных в IKE, Объединенным исследовательским центром Европейского сообщества (JRC) и др..Комплексные исследования фундаментальных аспектов динамики дробления струи проводятся в Королевском технологическом институте Швеции (RIT) [25]. В этом институте были разработаны два оригинальных компьютерных кода SIPHRA-3D и MELT-3D для моделирования различных аспектов фрагментации струи. Код SIPHRA описывает динамику межфазной поверхности, a MELT-3D — движение расплава.
Среди имеющихся к настоящему времени экспериментальных работ, посвященных дроблению струй расплава в охладителе, наибольший интерес представляют крупномасштабные эксперименты FARO и PREMIX. В частности, эксперименты FARO [26], которые были проведены в JRC, являются экспериментами интегрального типа, в которых возможно использовать вплоть до 150 кг расплава при температуре 3200 К для исследования процессов охлаждения и смешения струи расплава с водой. В этих экспериментах моделировалось проникновение кориума в воду, с последующим растеканием его по днищу.
Перемешивание диспергированного расплава с охладителем.
При экспериментальном исследовании перемешивания расплава с охладителем часто используют нагретые металлические шарики в качестве имитатора диспергированного расплава, при этом: - упрощается техника проведения эксперимента (исключается возможность осуществления парового взрыва); - увеличивается объем измеряемых параметров; - уменьшается число неопределенных параметров (площадь поверхности теплопередачи фиксирована), что делает возможным проведение более «чистой» верификации моделей многофазного перемешивания.
Подобные эксперименты проводились на установках MAGICO (Калифорнийский университет, Санта Барбара) [28], QUEOS (Институт нейтронной физики и реакторной техники Научно-исследовательского центра в Карлсруэ) [29] и др. Выполненные эксперименты различались размером, количеством, температурой и высотой падения шариков, а также температурой и глубиной воды. Непосредственно с каплями высокотемпературного расплава эксперименты, посвященные данной тематике, проводились на установке МІХА [30].
Силовое взаимодействие фаз
Скорость «захвата» воды. Одной из характерных особенностей модели микровзаимодействий "является унос (захват) части «удаленного» охладителя в «близлежащий», находящийся в фазе микровзаимодействий, в результате фрагментации материнской капли расплава, при этом скорость «захвата» Е предлагается определять пропорционально скорости фрагментации
Однако в данной математической модели пар (v-фаза) является частью как «близлежащего», так и «удаленного» теплоносителя, а вода (1-фаза) является частью только «удаленного» теплоносителя, поэтому формула (86) была модифицирована. Предполагалось, что скорость «захвата» Е пропорциональна скорости фрагментации капли расплава в воде -ксВ Я = Л (1- 0(іг) (87) і \ tt J1 р\ -68 2.2.4 Диаметр дисперсной фазы Диаметр капли расплава d\. Для описания изменения диаметра капли расплава d\ вводится уравнение д д д 1 — (aipidi) + — (ratpidiUi) + — {aipid{v{) = -d{Fr - -d[Fr (88) которое получается из уравнения сохранения массы f-фазы (18), в предположении, что плотность (pi) и количество капель расплава (щ) не меняются в течении достаточно малого промежутка времени dt.
Диаметр пузырька газа (dg) и капли воды (d\). При определении диаметра пузырька газа или капли воды (дисперсной фазы) используется подход, предложенный в [55], при этом предполагается, что двухфазная смесь состоит из некоторого числа п сферических частиц дисперсной фазы, имеющих одинаковый диаметр в пределах одного контрольного объема и равномерно распределенных в нем.
Пузырьковый режим течения (ip 0,3). В этом режиме предполагается, что вода обтекает пузырек газа, т.е. газ является дисперсной средой, диаметр которого dg определяется следующим образом. Предположим, что за временной шаг Д количество пузырьков газа ng не меняется, т.е. = 0 (89) dt или, расписывая количество пузырьков газа через отношение удельного объема газовой фазы к объему одного пузырька, получим уравнение (91) л [(б%) / к)] = 0 (90) dt из которого следует уравнение ddg dg da.g dt 3 dt -69 Дискретный аналог этого уравнения на (п+1)-м временном шаге дает промежуточное значение диаметра «w(2+ ) (92) Используя полученное промежуточное значение диаметра, найдем величину числа Вебера Pi lib — Ui CtLt We = -Ll g ncst (93) a Если We меньше 8, то предполагаем, что пузырек газа не фрагмен-тирует и значение диаметра на новом временном шаге будет равно = (94) Если же We больше 8, то пузырек фрагментируют, при этом конечные диаметры образующихся пузырьков можно определить из критерия Вебера dgi2= , Sa i2 (95) PlUg-Ui Как правило временной шаг Лі численного интегрирования системы определяющих уравнений меньше чем время фрагментации пузырька т, для вычисления которого будем использовать соотношение [70] % V н где і — безразмерное время фрагментации, которое будем считать равным 1 (t = 1). Это значение безразмерного времени фрагментации пузырька рекомендуется [48] использовать с мгновенными значениями плотности, скорости и диаметра. -70 Тогда диаметр пузырька газа на новом временном слое будет равен "-«!--#1--4 (-) (97)
В данном способе определения диаметра пузырька газа необходимо знать начальный диаметр пузырька dgo газа, который можно определить следующим образом: - если происходит «зарождение» газа, т.е. если ag = 0, а +1 0, то диаметр определяется как минимальный dg0 = dg,min (98) - в остальных случаях начальный диаметр пузырька газа dgo опре деляется или из критерия Вебера (в случае если модуль разности скоростей газа и воды больше нуля), или из критерия Лапласа (ес ли модуль разности скоростей равен нулю) 8а I 2 p[ \Ug -111 1 g 1/2 (99) 2 ( —j r ) , если \ug — uij = 0 если jug — Uj 0 9 Pi - Pg\ go Для того, чтобы диаметры пузырьков не получались либо очень большими, либо очень маленькими, были введены следующие ограничения: - если d 1 dgMn, то dg+1 = dgttnin; — ЄСЛИ flg 2g max, TO Ug = dgfmax Максимальное значение диаметра dgimzx, определяется как диаметр пузырька газа, максимально заполняющего рассматриваемый контроль - 71 ный объем V для данного значения объемной доли газа ag ra"s2(r!r)1/3 (100) Минимальное значение диаметра dgfm[n принимается равной достаточно малой константе, например, dgtm\n = 10 4 м.
Капельный режим течения ( р 0, 7). В этом режиме предполагается, что газ обтекает капли воды. Диаметр капель воды d\ определяется аналогично диаметру пузырька газа заменой в соотношениях (92)-(97) объемных долей и плотностей газа на соответствующие значения этих переменных для воды и, наоборот, заменой значений величин для воды на соответствующие значения для газа. При этом критическое значение числа Вебера для газа We = 8 заменяется на критическое значение числа Вебера для воды We = 12.
Численное моделирование эксперимента по паровому взрыву
Полученные выше удовлетворительные результаты тестовых расчетов позволяют перейти к этапу верификации кода и реализованной в нем математической модели. С помощью кода VAPEX-D было выполнено моделирование [77, 78] парового взрыва, произошедшего в результате воздействия триггера в эксперименте L-33, выполненном на установке FARO (Италия) в 2000 году.
Отличие этого эксперимента от других, в которых были зафиксированы паровые взрывы, заключается в использовании в эксперименте большой массы (100 кг) кориума, а также близость таких параметров как глубина воды (1,62 м), низкое давление и температура реальным реакторным значениям.
Целью эксперимента было изучение процессов перемешивания и остывания большой массы кориума. Характерными особенностями этого эксперимента являются: большой недогрев воды (124 К), низкое давление (0,4 МПа), присутствие неконденсирующегося газа (аргон) и инициирование парового взрыва в момент касания расплавом дна сосуда.
Подробное описание установки FARO, методики проведения эксперимента L-33 и полученных результатов представлены в [79] и [80].
Краткое описание экспериментальной установки. Установка состоит из пяти основных частей (рис.39): печь для получения расплава, отсечной клапан для изоляции печи и экспериментального сосуда, сбросной сосуд, экспериментальный сосуд FAT, в котором происходит взаимодействие расплава с водой, и вентиляционная система, обеспечивающая сброс избыточного давления, в случае если оно превысит проектное (8 МПа). Экспериментальная установка расположена внутри защитного корпуса бывшего реактора ЕСО в здании 42 JRC, Испра.
Печь состоит из сосуда высокого давления (до 10 МПа), контейнера с топливом, двух электродов и выпускной трубы. Смесь U02-Zr02 плавится в результате прямого нагрева гранул, находящихся между двумя электродами.
Отсечной узел изолирует печь от экспериментального сосуда. Он состоит из двух клапанов, которые последовательно закрываются после прохождения расплава: золотниковый клапан S01 закрывается зарядом взрывчатого вещества за 800 миллисекунд до закрытия шарового клапана S02.
Сбросной сосуд расположен внутри куполообразной верхней части сосуда FAT. Его функция состоит в том, чтобы держать расплав в течение времени, необходимого для изоляции печи от экспериментального сосуда и выравнивания давления в сбросном сосуде и сосуде FAT для обеспечения чисто гравитационного вытекания расплава.
Часть экспериментальной установки FAT состоит из сосуда высокого давления, имеющего внутренний диаметр 1,5 м и высоту около 2 м. Сосуд спроектирован для давления 8 МПа и температуры 300 С. Для сравнения экспериментальных результатов с предыдущимиi опытами в FAT был помещен внутренний цилиндр с таким же. диаметром, как в предшествующем сосуде TERMOS, 0,71 м. Только этот цилиндр заполнялся водой, в то время как внешний кольцевой зазор являлся частью общего газового объема. Ловушка для расплава размещалась в нижней части внутреннего сосуда. Верхняя часть экспериментальной установки была такой же, как и во всех предыдущих экспериментах. Объем занимаемой воды (выше нижней части ловушки расплава) составлял 0,628 м3, соответствующий уровень свободной поверхности был равен 1,62 м. Экспериментальный сосуд был теплоизолирован и отсоединен в этом опыте от сепаратора пар/вода и вентиляционного устройства.
Система измерений. Во время охлаждения кориума измерялись давления и температуры в воде и над водой (в газе) и температуры нижней плиты ловушки кориума. Также проводились измерения давлений и температур в различных точках вентиляционной системы. Всего записывалось 250 сигналов с помощью 6 различных записывающих устройств.
Давление в сосуде измерялось датчиками давления KELLER (пье-зосопротивление, 5 МПа, частота опроса 5 кГц, точность ±0,5% вплоть до температуры 350 С). Для фиксации быстрого изменения давления во время парового взрыва использовались датчики давления KISTLER (емкостные, 100 МПа, частота опроса более 140 кГц, точность ±0,8% при 20 С), которые располагались в водяном объеме. Датчики были защищены сетками из нержавеющей стали. К-термопары в газовой области предохранялись от воздействия струи кориума с помощью больших оболочек, за исключением термопар, расположенных в центре и предназначенных для определения положения фронта расплава. К-термопары в воде были в основном «жертвенными» для определения продвижения струи кориума вниз и в радиальном направлении. Те из них, которые не разрушались во время проникновения расплава, записывали изменение температуры воды. Также было 4 термопары такого типа в паровой фазе, которые располагались вдоль осевой линии.
Центральные термопары в воде поддерживались тонкими (0,2 мм) проволочками из нержавеющей стали. Открытие сбросного сосуда идентифицировалось по разрушению К-термопары OD1, толщиной 0,5 мм. Другая такая же К-термопара OD4 располагалась на золотниковом клапане S05 для слежения за открытием клапана. Еще одна такая К-термопара находилась на центральной линии сосуда, на 0,25 м ниже нижней грани сбросного клапана, для слежения за прохождением расплава. Точность температурных измерений ±1,1 С или 0,4% от значения температуры (наибольшее из этих двух величин).
Уровень смеси измерялся с помощью двух непрерывных датчиков уровня, действующих на основе метода рефлектометрии, датчики установлены под углом 180 друг от друга на расстоянии 340 мм от осевой линии. Температура расплава измерялась вольфрамовыми температурными датчиками, расположенными в сбросном сосуде.
Методика проведения и начальные условия эксперимента. В начальный момент вся экспериментальная установка заполнялась аргоном, далее давление в сбросном сосуде поднималось до требуемого начального значения. Одновременно в печи шел процесс нагрева расплава. В конце расплавления кориума печь и сбросной сосуд находились при одинаковом давлении 0,41 МПа.
После перемещения смеси U02-Zr02 в сбросной сосуд межсекционный клапан S01 и отсечной клапан S02 закрывались (давление в сбросном клапане поднималось до давления в сосуде с помощью подачи аргона). После выравнивания давления автоматически открывалась боковая задвижка ловушки расплава
Расчет с начальным уровнем воды 3 м
При различных разрушениях элементов и отказах систем обеспечения работоспособности реакторной установки возможны различные сценарии протекания тяжелой аварии. К числу наиболее важных сценариев относятся сценарии с полным обесточиванием и сценарии с некомпенси-руемой потерей теплоносителя.
Аварии с полным обесточиванием. Основные варианты возникновения аварий с полным обесточиванием собственных нужд АЭС связаны с запуском или отказом на запуск части или всех дизель-генераторов. Максимально тяжелыми при этом являются сценарии с отказом на запуск всех дизель-генераторов.
При аварии с полной потерей электропитания собственных нужд по сигналу обесточивания предполагается срабатывание стопорнорегу-лирующих клапанов турбин [5]. Вследствие обесточивания АЭС и срабатывания аварийной защиты, тепловая мощность реактора падает до уровня остаточных тепловыделений. После выбега главных циркуляционных насосов в первом контуре устанавливается естественная циркуляция теплоносителя. Отвод тепловой энергии от активной зоны на данном этапе осуществляется, в основном, за счет испарения воды, запасенной в парогенераторе (ПГ) и сброса пара через предохранительные устройства в атмосферу.
Вследствие закрытия стопорных клапанов турбин возрастает давление во втором контуре, и при достижении установочного давления предохранительный клапанов парогенератора происходит сброс пара. В результате давление во втором контуре уменьшается и клапан ПГ закрывается. Процесс выброса пара продолжается до тех пор, пока не испарится большая часть воды второго контура.
После испарения основной массы воды в ПГ и оголения трубчатки начинает повышаться давление в первом контуре, что приводит к открытию предохранительного клапана компенсатора давления и пар первого контура сбрасывается в герметичные помещения АЭС. Отвод тепловой энергии происходит за счет нагрева теплоносителя первого контура и сброса пара через предохранительный клапан компенсатора давления в контейнмент.
Вследствие выброса теплоносителя из первого контура активная зона начинает осушаться и разогреваться. Разогрев активной зоны сопровождается ростом скорости пароциркониевой реакции и, как следствие, выделением водорода.
Далее происходит разгерметизация твэлов и выход продуктов деления в первый контур и в контейнмент. С некоторого момента времени температура оболочек твэлов в наиболее теплонапряженных участках достигает температуры плавления циркония (2100 К), и цирконий вместе с оксидом циркония и растворенным в цирконии диоксидом урана начинает стекать вниз (начинается деградация активной зоны).
После плавления активной зоны расплав топлива и конструкционных материалов (кориум) перемещается в нижнюю камеру. Под действием тепловых и механических нагрузок разрушается днище корпуса реактора, и кориум проливается в шахту, частично заполненную водой.
В части шахты, куда пролился кориум, происходит его перемешивание с водой и образование грубодисперсной смеси расплав-вода-пар. Под действием микровзрыва отдельной капли расплава или при соударении расплава с основанием шахты происходит локальный рост давления, ини - 124 циирующий ударную волну и последующее крупномасштабное взрывное взаимодействие расплава с водой (паровой взрыв).
Возникающие нагрузки на стенки шахты являются следствиями волн давления, генерируемых в зоне взрыва. Волны давления проходят по окружающей воде, достигая стенок и нагружая их. На стенках волны давления отражаются, удваиваясь при этом по амплитуде, а на свободной поверхности (например, на границе раздела вода-газ) происходит разгрузка этих волн, и обратно идут уже волны разряжения. Промежуточные ситуации, такие, например, как взаимодействие волны давления с поверхностью раздела между взрывной зоной и окружающей водой, ведут к промежуточным результатам, а именно, отраженная волна возвращается в область взрыва, а волна сжатия передает энергию вовне.
Очевидно, что взрыв не может рассматриваться отдельно от волновых процессов, протекающих в воде, окружающей взрывную зону, поскольку между ними существует обратная связь. Таким образом, для того, чтобы корректно определить возникающие ударные нагрузки на стенки шахты, необходимо выполнить пространственный расчет с учетом взрывных и волновых процессов, протекающих во всей рассматриваемой области.
Для того, чтобы инициировать взрывной процесс (распространение волны термической детонации) необходимо достаточно сильное локальное возмущение («триггер»). Продолжительность взрыва составляет несколько миллисекунд. Пространственное распределение расплава, пара и воды на момент триггерного события определяется процессом предварительного перемешивания расплава с охладителем.
