Моделирование внутрикорпусной стадии запроектной аварии и создание программного комплекса для анализа безопасности водо-водяных энергетических реакторов Киселев Аркадий Евгеньевич

Содержание к диссертации

Введение

Глава 1 Моделирование основных физических процессов на внутрикорпусной стадии запроектной аварии ВВЭР 13

1.1 Основные физические процессы при запроектной аварии ВВЭР с тяжелым повреждением активной зоны 13

1.2 Физико-химические процессы втвэлах при тяжелых авариях 19

1.2.1 Подходы к моделированию окисления (коррозии) оболочек твэлов 20

1.2.2 Назначение модулей 25

1.2.3 Окисление и процессы эвтектических взаимодействий в циркониевых элементах конструкции а.з. РУ приТ<2250 К 26

1.2.4 Окисление и процессы взаимодействия с оксидами UO2 и ZiCh расплава U-Zr-ОприТ>2250К 48

1.2.5 Структура данных и описание некоторых алгоритмов модулей PROF и LIQF.62

1.2.6 Свойства материалов 65

1.3 Окисление стальных конструкций 65

1.4 Механическое разрушение оболочек твэлов, двойное окисление, влияние разрушения на скорость окисления 70

1.5 Плавление и перемещение материалов а.з. и ВКУ на различных этапах развития запроектной аварии 83

1.5.1 Влияние образования низкотемпературных эвтектик и плавления элементов конструкции активной зоны на динамику протекания тяжелой аварии 84

1.5.2 Ранняя стадия стекания расплавленных материалов 88

1.5.3 Поздняя стадия разрушения а.з. и ВКУ 100

1.6 Свойства газового зазора в твэле 110

1.7 Теплообмен излучением в а.з. и ВКУ реакторной установки 122

1.7.1 Методика моделирования теплообмена излучением 124

1.7.2 Расчет коэффициентов переизлучения для различных типов поверхностей... 127

1.7.3 Моделирования выноса энергии излучением из а.з. РУ в приближении «большой зоны» 132

1.7.4 Моделирование переизлучения расплава в а.з. с учетом возможного образования корок 136

1.7.5 Результаты тестирования модуля обмена энергии излучением 136

1.8 Удержание расплава в НКС и разрушение корпуса реактора 140

1.8.1 Основные требования к моделям и алгоритмам 140

1.8.2 Постановка задачи теплопроводности 141

1.8.3 Моделирования обмена энергии излучением 142

1.8.4 Моделирование плавления и теплопереноса в неоднородном материале 144

1.8.5 Модель конвективного теплообмена в расплаве 147

1.8.6 Верификация модели конвекции в расплаве 153

1.8.7 Методика задания расчетной модели НКС для анализа поздней стадии тяжелой аварии ВВЭР кодом ГЕФЕСТ 158

1.8.8 Тепловые взаимодействия в НКС на разных стадиях развития аварийного процесса 161

Глава 2 Моделирование запроектной аварии ввэр с плавлением активной зоны и выходом расплава за пределы корпуса реактора ... 165

2.1 Современное состояние методологии детерминистского анализа ЯЭУ 165

2.1.1 Структура современных кодов 166

2.1.2 Зарубежные коды 167

2.1.3 Отечественные расчетные средства 168

2.2 Методология моделирования тяжелых аварий ВВЭР и комплексный подход к разработке программного комплекса улучшенной оценки 169

2.3 Теплогидравлика первого и второго контуров РУ (краткая характеристика кода РАТЕГ, принципы организации вычислений) 175

2.4 Моделирование процессов в а.з. и ВКУ реакторной установки на различных этапах развития аварийного процесса (внутренняя организация взаимосвязей между отдельными физическими моделями пакета СВЕЧА) 184

2.5 Взаимодействия теплогидравлических процессов и физико-химических процессов в материалах РУ на начальной стадии запроектной аварии (принципы взаимодействия кодов РАТЕГ и пакета программ СВЕЧА) 186

2.6 Взаимодействие теплогидравлических процессов в РУ и процессов разрушения элементов конструкции а.з. с процессами в НКС на стадии выпадения расплава (принципы взаимодействия объединенного комплекса РАТЕГ/ СВЕЧА с кодом ГЕФЕСТ) 195

2.7 Базы данных по свойствам материалов 199

2.8 Технология параметризации РУ, входные и выходные файлы комплекса, интерфейс пользователя 200

2.9 Общие сведения о программном комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ 205

Глава 3 Верификация программного комплекса 207

3.1 Матрица верификации отдельных физических моделей пакета СВЕЧА программного комплекса 207

3.2 Моделирование окисления циркониевых оболочек твэлов 209

3.2.1 Результаты моделирования прецизионных изотермических экспериментов по окислению Zry-4 211

3.2.2 Окисление в условиях взаимодействия материалов Zr оболочки твэла с UCh топливной таблеткой 214

3.2.3 Моделирование экспериментов по окислению сплава Zr-l%Nb 218

3.2.4 Обобщенные результаты моделирования окисления оболочек твэлов 224

3.3 Растворение UO2 и Zr02 расплавом материалов оболочки твэла 225

3.4 Моделирование механического поведения оболочек твэлов 230

3.4.1 Моделирование деформирования оболочек твэлов при разогреве в нейтральной среде и в присутствии водяного пара (эксперименты S. Sagat.) 230

3.4.2 Моделирование деформирования и разрушения оболочек твэлов при разогреве в присутствии водяного пара (эксперименты REBEKA) 233

3.4.3 Моделирование деформирования и разрушения оболочек твэлов при постоянном давлении и температуре (ОКБ «Гидропресс» 1999-2000 г.) 234

3.5 Моделирование окисления нержавеющей стали 236

3.6 Верификация программного комплекса на данных внереакторного интегрального эксперимента CORA-BB3P2 239

3.6.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 239

3.6.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 241

3.6.3 Расчетная модель установки CORA-W2 245

3.6.4 Анализ результатов моделирования 247

3.7 Верификация программного комплекса на данных внереакторного интегрального эксперимента QUENCH-06 253

3.7.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 253

3.7.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 254

3.7.3 Расчетная модель установки 256

3.7.4 Анализ результатов моделирования 258

3.8 Верификация программного комплекса на данных интегрального эксперимента PHEBUSB9+ 264

3.8.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 264

3.8.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 265

3.8.3 Расчетная модель установки 267

3.8.4 Анализ результатов моделирования 268

3.9 Верификация программного комплекса на данных интегрального эксперимента PBF

SFD 1-4 272

3.9.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 272

3.9.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 273

3.9.3 Расчетная модель установки 276

3.9.4 Анализ результатов расчетов 278

3.10 Обобщенные результаты верификации 281

Глава 4 Анализ процессов в активной зоне реактора ввэр-1000 при тяжелых авариях с применением программного комплекса ратег/свеча/гефест 283

4.1 Описание расчетной схемы РУ ВВЭР-1000 для программного комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ 284

4.1.1 Гидравлические элементы модели реактора 286

4.1.2 Тепловые элементы модели реактора 288

4.1.3 Моделирование ИКС 290

4.1.4 Петли первого контура 292

4.1.5 Компенсатор давления 294

4.1.6 Система аварийного газоудаления 295

4.1.7 Моделирование гидроемкостей 296

4.1.8 Второй контур 296

4.1.9 Узлы течей 298

4.2 Методика моделирования основных физических процессов для сценариев тяжелых аварий, инициированных течью из первого контура 299

4.3 Методика получения начальных и граничных условий 300

4.3.1 Методика получения стационарного состояния РУ 300

4.3.2 Перечень граничных условий моделируемого аварийного процесса 302

4.4 Анализ результатов моделирования аварии Ду25 с полным обесточиванием 302

4.4.1 Протекание аварии в пределах проектных параметров 303

4.4.2 Деградация активной зоны 305

4.4.3 Выход расплава на днище корпуса реактора и разрушение корпуса 306

4.4.4 Интегральные характеристики по выходу массы и энергии 307

4.4.5 Сопоставление с результатами моделирования по кодам SCDAP/RELAP и MELCOR 309

4.5 Анализ результатов моделирования аварии Ду346 с полным обесточиванием 321

4.5.1 Протекание аварии в пределах проектных параметров 321

4.5.2 Деградация активной зоны 322

4.5.3 Выход расплава на днище корпуса реактора и разрушение корпуса 323

4.5.4 Интегральные характеристики по выходу массы и энергии 324

4.5.5 Сопоставление с результатами моделирования по кодам SCDAP/RELAP и MELCOR 326

4.6 Обобщенные результаты расчетов тяжелых аварий 334

Заключение 335

Список литературных источников

• Физико-химические процессы втвэлах при тяжелых авариях
• Методология моделирования тяжелых аварий ВВЭР и комплексный подход к разработке программного комплекса улучшенной оценки
• Результаты моделирования прецизионных изотермических экспериментов по окислению Zry-4
• Методика моделирования основных физических процессов для сценариев тяжелых аварий, инициированных течью из первого контура

Введение к работе

Актуальность темы. Обеспечение безопасности является одной из основных задач при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АЭС. Обоснование безопасности АЭС включает анализ запроектных аварий [ 1 ], которые могут привести к тяжелым повреждениям, плавлению активной зоны (а.з.), разрушению корпуса реакторной установки (РУ), выходу водорода, радиоактивных продуктов деления и расплава а.з. под защитную оболочку (30). Цель такого исследования заключается в установлении закономерностей протекания аварийного процесса и разработке адекватных технических решений и мер по управлению аварией [ 2 ].

Исследования запроектных аварий активно ведутся с начала 70-х годов. Соответствующие подходы, методы и расчетные средства постоянно совершенствуются по мере накопления знаний о процессах и явлениях, происходящих при разрушении активной зоны реактора. Отметим, что на начальных этапах последствия аварий оценивались исходя из консервативных (наихудших) оценок, получаемых с использованием простых физических моделей и расчетных средств. По мере развития атомной энергетики, формирования более жестких требований к обеспечению безопасности АЭС возникла потребность в более совершенных подходах к анализу запроектных аварий и разработке соответствующих физических моделей и расчетных средств повышенной точности.

Потребность в детальном анализе запроектных аварий АЭС с ВВЭР и создании соответствующего инструментария особенно проявились в связи с необходимостью решения таких актуальных проблем атомной энергетики, как повышение безопасности и продление ресурса действующих АЭС с ВВЭР, проектирование и строительство энергоблоков нового поколения, оснащенных более совершенными техническими средствами управления запроект-ными авариями с тяжелым повреждением активной зоны (например, устройством локализации расплава, системой подавления горения и детонации водорода, внедрением пассивных систем отвода тепла и т.д.). Решение этих задач потребовало выполнения углубленных анализов запроектных аварий для обеспечения реалистичными исходными данными проектов новых систем безопасности и для обоснования работоспособности этих систем в аварийных условиях. Необходимость создания современного инструмента анализа запроектных аварий связана и с потребностью повышения конкурентоспособности российских проектов за рубежом, в том числе и для выполнения углубленного анализа безопасности АЭС с ВВЭР в Китае, Иране, Индии.

Предпосылками создания расчетных средств улучшенной оценки для моделирования запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны (далее тяжелых аварий) стало и то, что к настоящему времени накоплен обширный экспериментальный материал, разрабо таны современные физические модели аварийных процессов, существенно возросло быстродействие вычислительных средств.

Таким образом, требования к углубленному анализу безопасности проектируемых и действующих АЭС, необходимость повышения конкурентной способности проектов новых энергоблоков, разработка новых более совершенных технических систем безопасности определили высокую актуальность исследований, направленных на решение научной проблемы разработки современных подходов к моделированию запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР и создания соответствующих расчетных средств улучшенной оценки.

Цель исследования. Целью настоящей работы является разработка методологии моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны АЭС с ВВЭР, основанной на принципах физического моделирования, создание на ее основе комплексной модели поведения реакторной установки ВВЭР в условиях тяжелой аварии и практическая реализация модели в виде программного комплекса улучшенной оценки.

Защищаемые положения:

• Методология моделирования внутрикорпусной стадии запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанная на принципах физического моделирования, системном подходе к учету конструктивных особенностей ВВЭР и включающая подходы, методы, алгоритмы разработки, адаптации и интеграции физических моделей, программных модулей и кодов в программный комплекс, верификацию моделей и программного комплекса, разработку расчетных моделей ВВЭР и проведение расчетного анализа тяжелых аварий;

• Результаты разработки адаптированных для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математических моделей и расчетных модулей;

• Комплексный подход к созданию обобщенной модели поведения ВВЭР в условиях тяжелой аварии и построению программного комплекса улучшенной оценки, включая результаты интеграции моделей отдельных физических процессов, пакетов программ и расчетных кодов в программный комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ;

• Результаты верификации программного комплекса на большом количестве данных экспериментов по отдельным явлениям и данных, полученных в интегральных экспериментах;

• Результаты апробации программного комплекса к моделированию сценариев аварий с плавлением активной зоны ВВЭР-ЮОО/В-428 Тяньваньской АЭС, включая кросс-верификацию с результатами расчетов по зарубежным кодам.

Научная новизна. Впервые разработан и практически реализован комплексный подход к созданию обобщенной физико-математической модели запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанный на принципах физического моделирования. Этот подход позволил обеспечить согласованное моделирование с использованием физических моделей современного уровня основных явлений и процессов, протекающих при тяжелой аварии и системным образом учесть конструктивные особенности реакторной установки ВВЭР

В частности:

• Разработаны адаптированные для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математические модели и расчетные модули повышенной точности. Разработанные модули позволили согласованным образом описывать широкий спектр теплогидравлических, физико-химических и термомеханических явлений на внутрикор-пусной стадии тяжелой аварии;

• Разработана комплексная модель запроектной аварии с тяжелым повреждением аз. Модель реализована в виде программного комплекса, обеспечивающего сквозное моделирование физических процессов на всех этапах развития аварийного процесса от исходного события до выхода расплава за пределы корпуса реактора с учетом системным образом конструктивных особенностей ВВЭР;

• Выполнена верификация разработанного программного комплекса на отечественных и зарубежных экспериментальных данных по отдельным явлениям и на данных интегральных экспериментов;

• Выполнены анализы запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны в интересах обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР различных модификаций (В-230, В-320, В-412, В-428, В-448). Полученные результаты использованы в качестве исходных данных для проектирования систем безопасности АЭС с ВВЭР.

Практическая значимость. В результате выполненных исследований разработана и реализована в виде программного комплекса улучшенной оценки комплексная модель поведения ВВЭР при запроектных авариях с тяжелым повреждением активной зоны. Программный комплекс передан в проектные и научные организации (РНЦ «Курчатовский институт», АЭП, СПбАЭП) и широко используется при проведении углубленного анализа безопасности проектируемых и действующих АЭС с ВВЭР. В частности, комплекс использовался при обосновании безопасности Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000/В-428 в Китайской Народной Республике, АЭС «Куданкулам» с ВВЭР 1000/В-412 в Республике Индия, работах по оценке источников водорода РУ ВВЭР-440 2-ого блока Кольской АЭС, работах по расчету запро ектных аварий перспективных АЭС с ВВЭР-1000/В-392 (вторая очередь Нововоронежской АЭС НВАЭС-2) и ВВЭР-1500/В-448.

Личный вклад автора. Непосредственно автором разработан комплексный подход к созданию обобщенной модели тяжелой аварии и программного комплекса улучшенной оценки, разработана обобщенная модель тяжелой аварии в виде программного комплекса, разработаны основы и принципы интеграции отдельных физических моделей и кодов, включая систематизацию, установление иерархии и взаимообусловленности физических моделей, расчетных модулей и кодов. Автор принимал непосредственное участие в создании адаптированных для использования в составе программного комплекса физико-математических моделей и расчетных модулей повышенной точности; проведении анализа и отборе экспериментальных данных, требуемых для верификации физических моделей и программного комплекса в целом; проведении интеграции модулей и кодов; выполнении верификации программного комплекса; разработке расчетных моделей ВВЭР; проведении расчетных анализов широкого спектра аварий ВВЭР; проведении кросс-верификация полученных результатов с результатами расчетов по зарубежным кодам.

В целом автор принимал непосредственное участие в формировании научных, методологических и концептуальных подходов, участвовал во всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

Достоверность результатов. Обоснованность и достоверность основных положений и выводов базируется на использовании физически обоснованных моделей и расчетных методик, результатах верификации разработанных моделей, модулей и программного комплекса в целом на широком спектре экспериментальных данных по отдельным явлениям и процессам и данных, полученных на интегральных стендах, в том числе и на результатах международных стандартных проблем по тяжелым авариям.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации докладывались на внутренних и международных конференциях и семинарах, в том числе:

• Рабочей группе по международной стандартной проблеме ISP PHEBUS В9+ (Кадараш, Франция, 1991 г.).

• Международных конференциях CORA (Карлсруэ, Германия 1992, 1993, 1994, 1995 гг.).

• Совещании по международной стандартной проблеме OECD ISP-36/CORA-W2 (Кельн, Германия, 1994 г.).

• IAEA Technical Committee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions (Димитровград, 1995 г.).

• International Seminar Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents (Cesme, Turkey, 1995 г.).

• Семинаре пользователей кода ICARE2 (Aix-en-Provence, Франция, 1995 г.).

• Ежегодных рабочих совещаниях в рамках программы исследований по тяжелым авариям CSARP (США, Вашингтон, 1995, 2000 гг.).

• Конференциях по безопасности водо-охлаждаемых реакторов WRSM-23 и WRSM-25 (США, Вашингтон, 1995, 1997гг.).

• 7-ой международной конференции по теплогидравлике атомных реакторов NUREG-7, Са-ратога-Спрингс, 1995 г.

• Семинарах IPSN-IBRAE (France, Aix-en-Provence, 1996, 2001 гг.).

• Международных семинарах по программе QUENCH (Карлсруэ, Германия, 1996, 2003 гг.).

• Международном совещании по разработке моделей кода SCDAP/RELAP (Карлсруэ, Германия, 1996 г.).

• Российской конференции Теплофизика-99 (Обнинск, 1999 г.).

• Техническом совещании SR5CAP (USA, Albuquerque, 1999 г.).

• International Information Exchange Forum on Severe Accident Management - SAM-99 (Обнинск, 1999 г.).

• Научно-практическом семинаре «Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР» (С-Петербург, 2000 г.).

• Всероссийской научно-практической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, 2001 и 2003 г.).

• Ежегодном техническом совещании МСАР (США, Albuquerque, 2002 г.).

• Seventh International Information Exchange Forum on "Safety Analysis for Nuclear Power Plants of VVER and RBMK Types" (Piestany, Словакия, 2003).

• Семинаре «Современное состояние развития программных средств для анализа динамики и безопасности АЭС», ВНИИЭФ (г. Саров, 2003 г.).

Публикации: По теме диссертации опубликовано 33 печатные работы.

Физико-химические процессы втвэлах при тяжелых авариях

Окисление Zr-l%Nb оболочек твэлов в а.з. ВВЭР, как в условиях эксплуатации РУ, так и в условиях аварий, является достаточно сложным для численного моделирования явлением. С одной стороны, в аварийных режимах протекание физико-химических процессов в твэлах существенно зависит от многих факторов, таких как температура топлива и оболочки, свойства теплоносителя (химический и фазовый состав, присутствие неконденсируемых газов) и др., которые в ходе аварии могут существенно меняться. Это обстоятельство, как правило, требует для адекватного моделирования процессов окисления согласованного моделирования спектра физических процессов, протекающих в твэлах и в реакторной установке при тяжелых авариях. С другой стороны, с повышением температуры усложняется физическая картина процессов окисления. Так, окисление может сопровождаться растрескиванием оксидных слоев, что приводит к ускорению процесса окисления. В свою очередь, механическое поведение оболочки зависит от температуры, состояния газового зазора и теплоносителя, химического состава оболочки, наличия взаимодействия с топливом из-за теплового расширения или распухания топливных таблеток. Кроме внешнего окисления оболочки топливного стержня при наличии зазора между оболочкой и топливной таблеткой может происходить и внутреннее окисление оболочки, при этом характеристики теплоносителя в зазоре могут отличаться от характеристик теплоносителя на наружной поверхности. Эвтектические взаимодействия, плавление металлического циркония также существенно усложняют картину окисления.

Таким образом, адекватное описание процесса окисления оболочек твэлов требует согласованного учета всех этих факторов. На практике же используются, как правило, упрошенные подходы к моделированию окисления оболочек твэлов (в том числе реализованные в таких интегральных кодах как ICARE2, SCDAP/RELAP5, MELCOR и др.). Эти подходы основаны на данных экспериментальных работ по изотермическому окислению как циркалое-вых сплавов (Zry-4, Zry-2), являющихся базовыми материалами для оболочек твэлов PWR, так и сплава Zr-l%Nb, являющегося базовым для оболочек твэлов российских реакторов типа ВВЭР.

Обработка известных экспериментальных данных показывает, что в определенных интервалах температур и длительностей испытаний кинетика окисления циркониевых сплавов достаточно хорошо описывается степенной зависимостью от времени и уравнением Ар-рениуса AG = Ktv", (1) где G- мера реакции на единицу поверхности, п-показатель степени реакции, t-время реакции, К-константа скорости реакции, К = А-ехр -f- , (2) А-константа, Q-энергия активации процесса, R-газовая постоянная, Т-температура. На использовании системы ( 1 ) и ( 2 ) базируется целая группа моделей. В нее входят: широко распространенные параболические модели с п=2, модели с показателем степени п, равными 1 и 3, модели, объединяющие уравнения ( 1 ) с разными показателями степени.

Во всех этих моделях параметры (A, Q и п) устанавливаются путем непосредственной обработки данных измерений. В результате многообразие выполненных экспериментов по окислению сплава Zr-l%Nb (разные условия проведения испытаний и т.д.) приводят к одновременному существованию большого количества «корреляционных моделей». Аналогичная ситуация наблюдается и с кинетиками окисления материалов, используемых в зарубежной практике на АЭС с PWR и BWR [ 10 ], [ 11 ], [ 12 ].

Однако, несмотря на многообразие существующих кинетик окисления циркониевых сплавов можно выделить два основных похода, связанных с методикой обработки экспериментальных данных с помощью уравнений ( 1), ( 2 ).

Консервативный подход, оценка локальной глубины окисления (ЛГО)

Наиболее широко применяется так называемый консервативный подход. Значение показателя степени п в уравнении ( 1 ) полагается равным 2 (параболическая модель окисления). Коэффициенты A, Q в ( 2 ) подбираются таким образом, чтобы в достаточно широком диапазоне температур «консервативным» образом описать кинетику окисления.

Широкое применение консервативного подхода связано с необходимостью проведения оценок соответствия степени окисления оболочек твэлов «лицензионному критерию ох-рупчивания». Этот комплексный лицензионный критерий еще в 1973 году был официально принят мировым сообществом для оценок целостности оболочек твэлов при гипотетических авариях с потерей теплоносителя [ 13 ], [ 14 ]: температура окисления оболочек не должна превышать 1204 С; локальная глубина окисления оболочек (ЛГО), рассчитанная с помощью уравнения Бэйкера-Джаста, не должна превышать 17%.

Изначально этот критерий был обоснован для конкретного кинетического уравнения (консервативной кинетической зависимости Бэйкера-Джаста), для конкретного материала Zry-4 и конкретной геометрии оболочки (толщина стенки 0.686 мм).

Многие страны в свои нормативные документы, регламентирующие правила безопасной эксплуатации РУ, ввели эти критерии. В России [ 15 ] определен II проектный предел повреждения твэлов как 1200С, 18% ЛГО. При этом локальная глубина окисления оболочки должна рассчитываться с помощью консервативного кинетического уравнения ВНИИНМ для Zr-l%Nb сплава [ 16 ].

Однако, к настоящему времени известно, что для ряда режимов окисления приведенные выше «консервативные кинетики» отнюдь не являются действительно консервативными. Более того, к настоящему времени известны многочисленные аналитические и экспериментальные работы, показывающие необходимость уточнения самого лицензионного критерия применительно к твэлам РУ ВВЭР [ 17 ], [ 18 ].

В частности, подчеркивается очевидный факт, что целостность твэлов (запас пластичности окисленных оболочек) определяется не только степенью окисления, но и количеством водорода, растворенным в металлической фазе [ 17 ]. В свою очередь, процесс гидрирования оболочек во многом определяется состоянием окисной пленки из нестехиометрического диоксида циркония, которая является своеобразным диффузным барьером при проникновении водорода из окружающей атмосферы.

В связи с этим, несмотря на регламентированную регулирующими органами необходимость выполнения оценок ЛГО с помощью консервативных кинетик, очевидна необходимость разработки более совершенных моделей, позволяющих на современном уровне моделировать внутреннюю структуру оболочек твэлов и протекающие в них процессы окисления и гидрирования. «Реалистичный подход»

При этом подходе обработка экспериментальных данных ведется с помощью уравнений ( 1 ) и ( 2) таким образом, чтобы достичь наилучшего совпадения экспериментальных данных с результатами расчетов по полученным корреляциям. С этой целью устанавливаются зависимости ( 1 ), ( 2 ) от параметров задачи (температура, давление, время выдержки).

Однако, обработка экспериментальных данных даже для серии тестов, выполненных одной исследовательской группой (что гарантирует, по крайней мере, одинаковую методику обработки результатов разных тестов из данной серии), показывает, что невозможно получить универсальную корреляционную зависимость, описывающую весь набор результатов в широком диапазоне температур и времен испытаний. Например, многие авторы указывают на наличие перегибов (при некоторых условиях многократных) на кривых привеса образца как функции времени (кинетику окисления циркониевых сплавов принято описывать в терминах привеса образца). Эти перегибы связывают с изменениями защитных свойств окисной пленки, происходящими вследствие изменения ее внутренней структуры (увеличение пористости, образование трещин, увеличение содержания кислорода, межфазовые переходы).

Методология моделирования тяжелых аварий ВВЭР и комплексный подход к разработке программного комплекса улучшенной оценки

На сегодня расчетные коды США, предназначенные для расчета процессов, сопровождающих тяжелые аварии на АЭС с реакторами типа PWR, BWR, являются наиболее развитыми средствами анализа. Они прошли многолетний путь развития тестирования и верификации в рамках американских и международных исследовательских программ, в том числе в ходе работ по анализу аварии на TMI -2.

В настоящее время в распоряжении предприятий и научных центров атомной отрасли имеется значительная часть американских кодов, в развитии и адаптации к ВВЭР некоторых из них принимают участие российские специалисты. Представляют практический интерес для ВВЭР в части обоснования тяжелых аварий следующие американские коды: код RELAP/SCDAP представляющий собой код улучшенной оценки, моделирующий процессы на ранней стадии разрушения активной зоны при тяжелых авариях; интегральный код MELCOR (разработан по заказу Комиссии по ядерному регулированию США), моделирующий тяжелые аварии на всех стадиях аварийного процесса; интегральный код МААР (разработан в EPRI по заказу Министерства энергетики США), аналогичный по диапазону анализируемых процессов коду MELCOR, но построенный с использованием более простых моделей и поэтому отличающийся быстродействием, имеется версия MAAP-4/VVER.

Все перечисленные коды переданы нашей стране без права коммерческого использования. Это практически исключает их применение непосредственно для включения результатов расчетного анализа в проектные материалы, но позволяет использовать их для тестирования, верификации отечественных кодов, контрольных расчетов, экспертных оценок и т. д.

Из совокупности европейских кодов для анализа тяжелых аварий, переданных нашей стране в рамках международных исследовательских программ, наибольший практический интерес для обоснования проектов АЭС с ВВЭР-1000 представляют следующие коды и расчетные комплексы: код улучшенной оценки ATHLET-CD (Германия), по своим возможностям аналогичный коду SCDAP/RELAP5, разрабатываемый GRS; код ICARE2/CATHARE, предназначенный для моделирования ранней стадии разрушения активной зоны; интегральные коды IRSN (Франция), среди которых можно отметить код ASTEC, по возможностям аналогичный программе MELCOR.

В настоящее время за рубежом начато создание расчетных кодов следующего поколения для анализа аварийных процессов на АЭС с LWR. Существуют американская и европейская программы развития расчетных средств анализа.

Наряду с интегральными программами в последнее время все очевиднее становится тенденция разработки механистических программ, которые по своим возможностям должны значительно превосходить уже существующие программы и должны позволить проводить реалистичные расчеты наиболее критических параметров безопасности.

Отечественные расчетные средства

В составе набора кодов для анализа тяжелых аварий к настоящему времени в российских организациях имеются расчетные средства для анализа отдельных явлений и процессов. Методики и программы находятся на различных стадиях готовности.

В части реакторных теплогидравлических кодов на сегодняшний день имеются программы БАГИРА [ 140 ] (ВНИИАЭС), РАТЕГ (ВНИИЭФ) и КОРСАР [ 139 ] (НИТИ). Эти программы позволяют достаточно гибко организовывать вычислительный процесс для произвольной конфигурации и по своим возможностям способны обеспечить моделирование многофазной гидродинамики. В общем случае требуется расширение возможностей этих кодов для описания гидродинамических процессов при тяжелых авариях. Основу кодов Генерального конструктора ВВЭР составляет на сегодня код ТРАП (ОКБ ГП), разработанный на основе кодов ДИНАМИКА и ТЕЧЬ. Код ТРАП представляет собой комплекс инженерных кодов анализа динамики реакторной установки, по которому выполняется основной объем расчетов в обоснование всех проектов АЭС с ВВЭР. Возможно сочетание ТРАП с другими российскими кодами, моделирующими более подробно отдельные явления и процессы в реакторе и активной зоне.

Несколько хуже ситуация в части кодов анализа тяжелых аварий. В основном в российских организациях имеются коды для анализа отдельных явлений и процессов.

Применительно к внутрикорпусным явлениям и процессам при развитии тяжелых аварий наиболее развит на сегодня пакет моделей и расчетных программ СВЕЧА (ИБРАЭ РАН), частично описанный в предыдущей главе диссертации. Для последующих стадий развития аварийных процессов имеется расчетный код CONV (ИБРАЭ РАН), разработанный в ходе международной исследовательской программы РАСПЛАВ (РНЦ КИ - ИБРАЭ РАН под эгидой NEA OECD), включающий моделирование явлений и процессов в расплаве на стадии удержания его внутри корпуса реактора.

В целом следует отметить, что несмотря на постоянно ведущиеся работы по совершенствованию расчетных средств как в России, так и за рубежом, расчетные средства для анализа тяжелых аварий имеют ряд недостатков. С одной стороны, имеются системные коды, основанные на упрощенных моделях и методиках, но позволяющие с определенной степенью детальности моделировать ЯЭУ. С другой стороны, имеются коды улучшенной оценки, базирующиеся на современном уровне понимания физики явлений и результатах многочисленных экспериментальных программ. Они, как правило, предназначены для описания узкого круга процессов, что не позволяет моделировать ЯЭУ в аварийных режимах системным образом.

В связи с этим актуальной является разработка расчетных средств, которые позволили бы в одном инструменте сосредоточить как преимущества системного подхода к анализу ЯЭУ, так и современные достижения в области моделирования отдельных элементов и процессов.

Методология моделирования тяжелых аварий ВВЭР и комплексный подход к разработке программного комплекса улучшенной оценки

Анализ тяжелых аварий является составной частью детерминистического анализа безопасности ЯЭУ. Поэтому, при построении методологии анализа тяжелых аварий естественно опираться на современные требования методологии детерминистского анализа [ 129 ], [ 131 ], которая, в свою очередь, включает: использование кодов наилучшей оценки, позволяющих моделировать все значимые для безопасности процессы на современном уровне понимания феноменологии явлений; использование такой степени подробности описания ядерной установки, которая позволила бы с достаточной степенью точности моделировать все значимые явления (системный подход к описанию ЯЭУ); использование кодов, которые в достаточной степени верифицированы с использованием экспериментальных данных, включающих все значимые явления.

Результаты моделирования прецизионных изотермических экспериментов по окислению Zry-4

Наиболее полно в литературе представлены результаты экспериментальных исследований кинетики высокотемпературного окисления сплавов циркония с добавками олова (Zry-2, Zry-4 - см. например, [ 29 ], [ 150 ], [ 151 ], [ 152 ], [ 166 ], [ 167 ], [ 168 ], [ 169 ]), применяемых в реакторах водо-водяного типа зарубежного производства. Большинство из опубликованных данных подробно документированы и включают в себя результаты различных измерений: привесы оболочек, толщины химических слоев, измерения темпов генерации водорода, результаты металлографических измерений. Однако, при включении соответствующих экспериментальных данных в матрицу верификации следует учитывать, что результаты, полученные различными экспериментальными группами, количественно отличаются друг от друга. Различия в результатах могут быть обусловлены разным качеством подготовки поверхности образцов и предварительно созданной окисной пленки, разными методами нагрева образцов, разными условиями подведения к образцу водяного пара, а также содержаниями примесей в промышленном сплаве. Поэтому для верификации программного комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ из множества опубликованных данных были отобраны несколько экспериментов, в которых методика проведения исследований была специально разработана

для повышения точности и самосогласованности кинетических измерений. Дело в том, что при изучении высокотемпературного окисления возникают особые проблемы. Первая проблема связана с точностью измерения температуры, особенно в системах, когда имеет место теплообмен между образцом и окружающей средой; температура внешней и внутренней поверхностей образца могут сильно отличаться друг от друга. Другая проблема связана с экзотермическим характером реакции окисления, в результате чего весьма проблематично в течение всего эксперимента удержать постоянную температуру. Критический анализ экспериментальной базы по окислению циркалоя был сделан в работе [ 25 ]. В соответствии с выводами этой работы для верификации модуля окисления комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ были выбраны надежные эксперименты Pawel et al. [ 150 ], и Leistikow et al. [ 151 ]. Достаточно высокая точность результатов достигается конструктивными особенностями экспериментального оборудования и тщательной обработкой полученных экспериментальных данных.

Центральным элементом экспериментальных установок [150], [ 151 ] была камера нагрева, внутри которой размещался образец. Нагрев осуществлялся либо нагревателем (индукционным или электрическим), либо индукционной катушкой. Через камеру пропускался пар, который обтекал внешнюю поверхность образцов со скоростью около 1 м/с. В экспериментах образец быстро нагревали до требуемой температуры, выдерживали при этой температуре в потоке пара заданное время и затем охлаждали. Учет окисления во время нагрева-охлаждения и учет экзотермичности реакции окисления в [ 150 ] производился путем коррекции полученных экспериментальных данных (времени и температуры). В экспериментах [ 151 ], для того чтобы учесть тепловыделение в ходе окисления и окисление в ходе нагрева, за начало изотермической выдержки принималось время, когда достигалась 95% от требуемой температуры.

Для измерения температуры использовались либо термопары, либо пирометр. При использовании термопар были приняты специальные меры для обеспечения хорошего теплового контакта термопар с трубкой. Эксперименты [ 151 ] проводились при атмосферном давлении, величина давления пара при проведении экспериментов [ 150 ] не указана, однако можно предположить, что давление было близко к атмосферному.

Максимальная возможная ошибка измерения температуры в экспериментах [ 150 ] варьировалась, по оценкам авторов, в пределах от ±4С при 900С до ±6С при 1500С.

Проводились измерения привеса образца и толщины слоя оксида циркония и альфа-циркония как функции времени окисления.

На рисунке 53 приведены экспериментальные данные [150] по толщине окисной пленки для температур 1253 С, 1404С и 1504С и соответствующие результаты моделиро вания комплексом РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. По оси абсцисс отложена длительность изотермической выдержки (в секундах), по оси ординат - квадрат толщины слоя (в микронах). Линиям соответствуют результаты расчетов с помощью модуля окисления комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Наблюдаемая авторами экспериментов параболическая зависимость экспериментальных данных от времени подтверждается результатами расчетов, экспериментально измеренные и расчетные толщины окисной пленки с достаточной степенью точности совпадают для всех трех температур.

Методика моделирования основных физических процессов для сценариев тяжелых аварий, инициированных течью из первого контура

На рисунке ЮЗА представлена температура теплоносителя, а на рисунке 103Б - температура облочек твэлов на уровне 540 мм. На рисунке 104А,Б представлена температура облочек твэлов на уровне 390 и 740 мм, соответственно. В целом, имеет место неплохое соответствие температур расчетных и экспериментальных. Некоторое отставание расчетных температур для уровней 390 и 740 мм, по-видимому, является следствием неопределенности данных о ходе проведения эксперимента, в частности, неопределенностей в задаваемом профиле мощности для этих уровней и неопределенности граничных условий по пару.

На рисунке 105 представлены скорость выхода водорода и его интегральная наработка в зависимости от времени. При сопоставлении результатов расчетов и экспериментальных данных учитывалась поправка на запаздывание измерений (порядка 150 с), связанная со временем транспорта водорода от испытуемой сборки и временем перемешивания парогазовой смеси в объеме сепаратора. На рисунке 105 А представлена расчетная скорость выхода водорода в сравнении с экспериментальными данными. Результаты можно охарактеризовать как удовлетворительные. Расчетная скорость генерации водорода соответствует экспериментальной кривой, хотя наблюдается некоторое превышение скорости водорода на стадии эскалации и недооценка скорости выхода водорода на стадии стекания. Из анализа рисунка 105Б видно, что интегральный выход водорода, полученный в расчете (115 г), близок к верхнему оценочному значению (120 г) в эксперименте и находится в пределах неопределенности измерений.

На рисунке 106 А приведены расчетные данные в сравнении с экспериментальными на момент окончания теста по растворению двуокиси урана. Комплекс дает хорошие оценки в таком сложном тесте, как PBF 1-4. На рисунке 106Б приведено распределение проходного сечения канала теплоносителя по высоте на конец расчета в сравнении с экспериментальны ми данными. В целом, можно отметить, что программный комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ удовлетворительно описывает динамику разрушения сборки. Недооценка степени разрушения для уровней 0 - 200 мм может быть отнесена к неточностям расчетной модели экспериемента и, в частности, неопределенности высотного распределения профиля энерговыделения.

Представленный выше анализ результатов моделирования позволяет сделать следующее заключение: комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ с хорошей точностью описывает температурное поведение элементов экспериментальной сборки; рассчитанный для данного эксперимента интегральный выход водорода соответствует оценкам, сделанным в эксперименте; разрушение и стекание оболочек топливных стержней описывается удовлетворительно; растворение двуокиси урана расплавленным цирконием можно оценить как хорошее. В целом, полученные результаты подтверждают адекватность моделирования про граммным комплексом РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ поведения сборки выгоревших твэлов в ус ловиях тяжелой аварии. Обобщенные результаты верификации

При проведении верификации все физические модели и связи между моделями программного комплекса были использованы без каких-либо дополнительных модификаций. Была использована единая база данных по свойствам материалов. В верификационную базу включено большое количество экспериментальных данных по отдельным явлениям и данных, полученных на интегральных установках. Эти данные были получены в широком диапазоне температур, давлений, для различных композиций конструкционных материалов и условий проведения экспериментов, включая внутриреакторные эксперименты и эксперименты на электрообогреваемых стендах. В базу данных включены эксперименты с материалами ВВЭР и PWR, а сами испытания выполнялись различными группами исследователей как в России, так и за рубежом. Показано, что использование положенного в основу программного комплекса принципа физического моделирования позволило в рамках единого подхода для всех рассмотренных экспериментов обеспечить высокую точность количественной оценки основных физических процессов, протекающих в элементах конструкции реактора при тяжелой аварии. В частности:

1. Высокую точность в описании отдельных физических процессов или групп процессов в широком диапазоне условий, характерных для запроектной аварии с тяжелым повреждением а.з: в части окисления оболочек твэлов в широком диапазоне температур от 1250 К до 2250 К, скоростей нагрева от 0 до 10 К/с и различных граничных условий, включая окисление в условиях интенсивного взаимодействия топлива с оболочкой, продемонстрирована точность не хуже 20%, что существенно превышает точность известных подходов, основанных на использовании корреляционных приближений; в части моделирования растворения топлива и оксида циркония расплавом циркония для диапазона температур 2250-2500 К продемонстрирована точность оценки темпов растворения и химического состава расплава не хуже 20 %; 281 в части моделирования механического поведения оболочек твэлов показано, что модели программного комплекса качественно и количественно воспроизводят как разрушение не окисленных оболочек твэлов для диапазона температур 700-900 К и перепадов давлений 2 12 МПа, так и эффекты упрочнения оболочек из-за окисления в паровой среде.

2. Высокую точность моделирования результатов внутриреакторных и внереакторных интегральных экспериментов. В частности, подтверждены возможности программного комплекса в широком диапазоне параметров согласованным образом моделировать основные тяжелоаварийные процессы в облученных и необлученных сборках: окисление сборок твэлов и связанную с этим генерацию водорода, в том числе на фазе разрушения и плавления материалов сборки; разрушение, плавление и стекание сборки твэлов, в том числе сборки, содержащей элемент ПЭЛа; блокирование проходного сечения стекающим расплавом; растворение топливной таблетки стекающим расплавом; охлаждение перегретой до высоких температур (порядка 2000 К) сборки при подаче воды снизу.

Представленные результаты верификации являются частью продолжающейся в настоящее время общей работы по верификации программного комплекса. Предполагается дальнейшее расширение верификационной матрицы кода по мере завершения новых экспериментальных программ. В целом, результаты уже выполненной верификации дают основания для практических приложений разработанного комплекса к анализу внутрикорпусной фазы запроект-ных аварий ВВЭР с тяжелым повреждением а.з.