Содержание к диссертации
Введение
1. Проблема удержания расплавленных материалов активной зоны при тяжелой аварии внутри гермообъема АЭС 12
1.1. Процесс протекания аварии с расплавлением активной зоны 12
1.2. Локализация и охлаждение расплава в корпусе ВВЭР-440 14
1.2.1. Условия удержания расплава в корпусе реактора 14
1.2.2. Устройство наружного охлаждения корпуса ВВЭР-440 16
1.2.3. Анализ структуры ванны расплава в корпусе ВВЭР-440 19
1.2.4. Распределение тепловых потоков при двухслойной и трехслойной структурах ванны расплава 22
1.2.5. Возможность удержания расплава в корпусе ВВЭР-440 с точки зрения обеспечения запаса до кризиса теплообмена 25
1.3. Внекорпусная стадия локализации расплава на АЭС с ВВЭР-1000 26
1.3.1. Основные требования к устройству локализации расплава 26
1.3.2. Устройство локализации расплава тигельного типа 27
1.3.3. Особенности проектирования УЛР тигельного типа . 32
1.3.4. Распределение тепловых потоков в корпусе УЛР 38
1.3.5. Защита корпуса УЛР от термомеханических нагрузок 39
1.4. Заключение 42
2. Новый подход к 3-d моделированию объектов сложной геометрии методом составных конечных элементов 44
2.1. Способ формирования границы исследуемого тела 44
2.2. Применение составного конечного элемента 46
2.3. Особенности решения, связанные с моделированием шероховато-определенной поверхности тела 48
2.4. Заключение 51
3. Тестирование пакета термопрочностных программ "spider" и обоснование применимости нового подхода к дискретизации расчетной области 52
3.1. Описание программы 52
3.2. Температурная задача для сплошного цилиндра 56
3.3. Температурная задача толстостенного цилиндра 65
3.4. Изгиб стальной консольной балки 67
3.5. Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением (область упругих деформаций) 69
3.6. Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением (область деформаций установившейся ползучести) 72
3.7. Заключение 75
4. Обоснование работоспособности оборудования для внутрикорпусной и внекорпусной стадий локализации расплава активной зоны 77
4.1. Анализ поведения опоры УНОР под днищем корпуса ВВЭР-440 в условиях отказа подачи воды для охлаждения наружной поверхности корпуса реактора 77
4.1.1. Постановка задачи 77
4.1.2. Моделирование опорного ребра УНОР 80
4.1.3. Напряженно-деформированное состояние опоры УНОР 80
4.2. Обоснование целостности корпуса ВВЭР-440 в условиях образования многослойной ванны расплава кориума на днище корпуса реактора и наружном водяном охлаждении 98
4.2.1. Постановка задачи 98
4.2.2. Напряженно-деформированное состояние корпуса реактора 98
4.3. Анализ разрушения корпуса ВВЭР-1000 и корпуса ВВЭР-1500 при контакте с нижней плитой УЛР, обоснование конструкции силовых ребер нижней плиты 106
4.3.1. Постановка задачи 106
4.3.2. Конечиоэлементная модель корпуса реактора 109
4.3.3. Деформация корпуса реактора в области упругости ПО
4.3.4. Деформация корпуса в области ползучести 112
4.3.5 Анализ сходимости результатов на примере расчета корпуса реактора ВВЭР-1000 120
4.4 Обоснование работоспособности нижней плиты УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 125
4.4.1 Постановка задачи 125
4.4.2 Деформация опорных ребер нижней плиты УЛР для реактора ВВЭР-1000 в области высокотемпературной ползучести 125
4.4.3 Деформация опорных ребер нижней плиты УЛР для реактора ВВЭР-1500 в области высокотемпературной ползучести 134
4.5 Заключение 143
5 Рекомендации по проектированию и монтажу оборудования для внутрикорпуснои и внекорпуснои стадий локализации расплава активной зоны 145
5.1 Рекомендации по условиям нагружения опорных ребер кожуха-ограничителя УНОР, расположенного под корпусом реактора ВВЭР-440 145
5.2 Рекомендации по условиям нагружения корпуса реактора ВВЭР-440 в условиях образования многослойной ванны расплава кориума на днище корпуса реактора и наружном водяном охлаждении 145
5.3 Рекомендации по выбору высоты опорного ребра плиты нижней УЛР для реактора ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 146
5.4 Рекомендации по условиям нагружения опорных ребер плиты нижней УЛР для реактора ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 147
5.5 Заключение 148
Выводы 149
Список использованных источников 151
- Распределение тепловых потоков при двухслойной и трехслойной структурах ванны расплава
- Особенности решения, связанные с моделированием шероховато-определенной поверхности тела
- Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением (область упругих деформаций)
- Анализ сходимости результатов на примере расчета корпуса реактора ВВЭР-1000
Введение к работе
Актуальность темы. Запроектные аварии, при которых происходит разрушение активной зоны, относятся к тяжелым авариям. Процесс протекания тяжелой аварии может сопровождаться не только разрушением активной зоны и ее расплавлением, но и разрушением корпуса реактора. Момент разрушения корпуса реактора является специфически опасным из-за сильных термомеханических воздействий на оборудование и строительные конструкции.
Если в процессе развития запроектной аварии АЭС с ВВЭР мерами по управлению аварией не удается предотвратить плавления активной зоны, образующийся расплав будет представлять реальную угрозу целостности контура герметизации с выходом и распространением высокорадиоактивных продуктов деления за его пределы. В проектах перспективных АЭС с ВВЭР, а также на некоторых сооружающихся и реконструируемых АЭС для предотвращения дальнейшего развития тяжелой аварии на указанной стадии применяются специальные системы и устройства локализации расплава (УЛР). В настоящее время разработано и внедряется в эксплуатацию УЛР в КНР на АЭС «Таньвань» и в Индии на АЭС «Куданкулам».
Внедрение УЛР на атомных станциях позволяет при тяжелой аварии эффективно локализовывать радиоактивные вещества и тем самым предотвращать их выход за пределы гермообъема АЭС, что, в свою очередь, обеспечивает защиту окружающей среды от заражения. Оборудование УЛР представляет собой совокупность четырех взаимосвязанных конструкционных элементов, каждый из которых используется в процессе удержания и охлаждения расплавленных радиоактивных материалов при локализации тяжелой аварии и отвечает за выполнение определенных функций на каждом этапе внекорпусной стадии аварии. Существенное преимущество применения УЛР заключается в том, что при его использовании управление тяжелой аварией и предотвращение ее последствий происходит без участия обслуживающего персонала, поскольку весь процесс внекорпусной локализации расплава построен на принципах саморегулирования, в которых обратные теплофизические и термохимические связи существенным образом зависят от температуры.
При проектировании УЛР одной из наиболее важных проблем является проблема прочности элементов конструкций, находящихся под воздействием нестационарных тепловых и механических нагрузок, так как отказы отдельных элементов УЛР могут привести к нарушению процесса локализации расплава и вызвать непредвиденные последствия.
Проведение натурных испытаний локализующих устройств, подтверждающих их надежность, невозможно, во-первых, из-за сложности воспроизведения высокотемпературных термохимических и теплофизических процессов, во-вторых,
из-за больших геометрических размеров применяемого оборудования. Поэтому проведение численных экспериментов становится основным инструментом для обоснования работоспособности локализующих устройств в условиях протекания тяжелой аварии.
Целью диссертации является обоснование применения элементов конструкций локализующих устройств, необходимых для обеспечения управления и локализации тяжелой аварии. Обоснование применения элементов локализующих устройств выполнено с помощью численных экспериментов с использованием нового метода дискретизации объектов со сложной геометрией.
В соответствии с указанной целью в работе решались следующие задачи:
внедрение нового способа дискретизации объектов со сложной геометрией с использованием составного конечного элемента при определении напряженно-деформированного состояния в условиях тяжелой аварии в расплавлением корпуса реактора ВВЭР;
создание численного алгоритма определения напряженно-деформированного состояния в условиях тяжелой аварии на основе предлагаемого метода дискретизации;
проведение тестовых расчетов для объектов со сложной геометрией поверхности для доказательства правомерности предлагаемого метода дискретизации при использовании МКЭ в задачах теплового и механического нагружения;
определение напряженно-деформированного состояния корпусов реактора ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 и элементов конструкции УЛР в условиях тяжелой аварии;
подтверждение концепции внутрикорпусного удержания расплава при наружном охлаждении водой корпуса реактора ВВЭР-440;
выбор характеристик опорных ребер конструкции плиты нижней УЛР и обоснование их работоспособности;
обоснование работоспособности направляющего аппарата нижней плиты УЛР для протекания саморегулирующегося процесса перемещения кориума в корпус УЛР;
прогнозирование работоспособности элементов конструкций локализующих устройств и корпуса реактора типа ВВЭР в условиях тяжелой аварии;
выработка практических рекомендаций для применения в технических проектах локализующих устройств, разработанных для внутрикорпусной (ВВЭР-440) и внекорпусной (ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500) стадий локализации расплава активной зоны.
Научная новизна
1. Предложен новый способ дискретизации в МКЭ для элементов конструкции со
сложной геометрией поверхности, основанный на том, что:
исследуемый объект помещается в параллелепипед со сторонами, равными максимальным размерам объекта по трем составляющим;
поверхность исследуемого объекта ограничивается плоскостями, а узлы, оставшиеся за этими плоскостями отбрасываются.
Применен составной конечный элемент в виде куба, состоящего из пяти пирамид. В процессе отбрасывания лишних узлов, оказавшихся за пределами кусочной поверхности, можно отбросить одну или несколько пирамид, заполняющих кубический элемент, а не весь куб. Применение составного конечного элемента упрощает предлагаемый процесс дискретизации для объектов со сложной поверхностью и облегчает вычисление интегралов.
Разработан численный алгоритм с использованием нового подхода дискретизации для определения напряженно-деформированного состояния элементов конструкций реактора ВВЭР и его локализующих устройств, работающих в режиме тяжелой аварии.
Проведены тестовые расчеты для объектов со сложной геометрией поверхности при использовании предлагаемого метода дискретизации в МКЭ в задачах теплового и механического нагружения.
Определено напряженно-деформированное состояние корпуса реактора типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500 и элементов конструкции УЛР в условиях тяжелой аварии.
Доказана концепция внутрикорпусного удержания расплавленных материалов при разрушении активной зоны реактора ВВЭР-440 при наружном охлаждении корпуса реактора.
Доказано проектное протекание процесса перемещения кориума из корпуса реактора в корпус УЛР без отказов отдельных элементов нижней плиты УЛР.
Обоснованы характеристики опорных ребер нижней плиты УЛР и их надежность.
Обосновано конструкционное исполнение направляющего аппарата нижней плиты УЛР, доказана его отказоустойчивость.
По полученным результатам сделано заключение о работоспособности элементов конструкций в условиях тяжелой аварии.
И. Даны практические рекомендации по конструкционным решениям локализующего оборудования, работающего в критических условиях нагружения.
Работа представляет интерес при проектировании элементов конструкции УЛР и обосновании их надежности в рабочих условиях. Введение в эксплуатацию локализующих устройств УЛР для реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500
обеспечивает безопасность АЭС даже при протекании тяжелой аварии с расплавлением активной зоны и проплавлением корпуса реактора.
Положения, выносимые на защиту По расчетной части
Использование составного конечного элемента в виде куба, состоящего из пяти пирамид, в задачах для объектов со сложной геометрией поверхности.
Применение нового подхода дискретизации объектов со сложной геометрией поверхности, основанного на применении фрагментов плоскостей, определяющих поверхность объекта.
Математические постановки и решение тепловых и прочностных задач для объектов со сложной геометрией поверхности с использованием предложенного подхода дискретизации объектов.
Результаты расчетного анализа удержания расплава в корпусе реактора. Результаты расчета элементов конструкций УНОР для АЭС с ВВЭР-440 и УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500.
По проектированию и эксплуатации
Обоснование принудительного водяного охлаждения наружной поверхности корпуса реактора ВВЭР-440 в условиях накопления расплавленной активной зоны на днище корпуса реактора в целях внутрикорпусного удержания расплава.
Применение УЛР для обеспечения процесса локализации последствий тяжелой аварии, связанной с расплавлением активной зоны и разрушением корпуса реактора без привлечения обслуживающего персонала.
Обоснование конструкции нижней плиты УЛР, обеспечивающей условия для саморегулируемого поступления кориума из корпуса реактора в корпус УЛР.
Обоснование характеристик опорных ребер плиты нижней УЛР и их надежности.
Практическая значимость и реализация результатов работы Результаты работы непосредственно использованы при разработке УЛР для АЭС большой мощности с ВВЭР-1500, при разработке проекта УНОР для модернизации 1 и 2 блоков Кольской АЭС и 3 и 4 блоков Нововоронежской АЭС с ВВЭР-440, использованы в проектах УЛР для АЭС с ВВЭР-1000, сооружаемых в Китае (1 и 2 блоки) и Индии (1 и 2 блоки).
Степень обоснованности и достоверности научных положений Достоверность полученных расчетных результатов обеспечена использованием апробированных и подтвержденных экспериментально физико-математических моделей высокотемпературного поведения конструкционных материалов.
Достоверность численного моделирования реальных физических процессов базируется на использовании метода конечных элементов, как наиболее точного и гибкого инструмента моделирования.
Личный вклад автора
Автор разработал упрощенную методику дискретизации элементов конструкций со сложной геометрией поверхности с применением составного конечного элемента, основные этапы которой включают:
выбор, применение и анализ физической теории процесса деформирования элементов конструкции в условиях тяжелой аварии;
разработку математической интерпретации физической теории деформирования;
разработку и реализацию численной схемы определения полей температур, деформаций и напряжений;
разработку реализующего алгоритма численной схемы с применением предложенного метода дискретизации объектов;
разработку программного продукта, содержащего предлагаемый алгоритм;
постановку задач исследования, решения поставленных задач и анализ полученных результатов в применении к обоснованию работоспособности элементов конструкций в условиях протекания тяжелой аварии;
выводы и рекомендации по проектированию оборудования УЛР и эксплуатации.
Структура и объем работы
Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов и изложена на 156 страницах, включая ПО иллюстраций и 6 таблиц, библиографический список содержит 69 источников.
Распределение тепловых потоков при двухслойной и трехслойной структурах ванны расплава
Впервые идея удержания расплава в корпусе реактора была высказана Теофанусом в 1989 г применительно к условиям АЭС Ловииса с ВВЭР-440 [2] и реализована в процессе модернизации этой станции [3-5]. Под руководством Теофануса обоснование удержания расплава в корпусе реактора было выполнено для проекта реактора средней мощности АР-600 [6, 7]. Независимо та же концепция была рассмотрена в работах Генри [8, 9] применительно к NPP Zion и Ходжа [10]. В России эта идея реализуется в проекте АЭС с ВВЭР-640 [11] ив проектах АЭС малой мощности [12]. За рубежом применительно к PWR удержание расплава в корпусе предусматривается в проекте АР-1000, в котором используются и развиваются принципы пассивных систем безопасности АР-600. Применительно к BWR эта концепция принята для реактора SWR-1000 [13].
Необходимые условия удержания расплава в корпусе реактора представляются вполне очевидными: наружная поверхность корпуса должна охлаждаться водой, вода должна быть подана до начала поступления расплава на днище, должна быть обеспечена возможность отвода генерируемого водяного пара, убыль воды при ее кипении должна компенсироваться. Перечисленные требования вытекают из неявного предположения о том, что развитие ЗПА в ее тяжелой фазе не может привести к нарушению целостности корпуса иначе, как его проплавлением поступающим на днище корпуса реактора расплавом кориума, если корпус к этому моменту не будет снаружи залит водой, поэтому, являясь необходимыми, эти требования априори не могут считаться достаточными.
Рассмотрим, прежде всего, процессы на промежуточной стадии тяжелой аварии (между началом плавления активной зоны и завершением формирования ванны расплава на днище корпуса), которые, в принципе, могут привести к «динамическим» повреждениям корпуса. Разогрев активной зоны под действием остаточного тепловыделения приводит к плавлению топлива и оболочек твэлов. Перемещение расплава ограничивается блокировками при его намерзании на относительно холодных элементах, вследствие чего в пределах активной зоны формируется ванна расплава. По мере увеличения ее объема и разогрева рано или поздно возникают условия для прорыва расплавом преграды на пути его перемещения на днище корпуса. Анализируя развитие аварии TMI-2, в [14] и позднее в ряде других работ было установлено, что перемещение значительной части накопленного в ванне расплава произошло после проплавлення окружающего активную зону стального рефлектора (аналогом которого в реакторах ВВЭР является выгородка) в зоне максимальной плотности подводимого от расплава свободноконвективного теплового потока. В этих условиях воздействие струи вытекающего расплава оксидов на корпус не представляет опасности с точки зрения его возможного проплавлення, так как вследствие малого гравитационного напора скорость струи мала, причем по мере вытекания расплава зона непосредственного воздействия струи на корпус перемещается. В [6] расчетный анализ взаимодействия струи расплава с корпусом был выполнен в наиболее консервативной постановке в предположении о том, что расплав проплавляет нижнюю блокировку ванны, и струя поступает непосредственно на осушенное днище. Было показано, что даже в таких условиях сквозного проплавлення днища не происходит.
Другим фактором, который может проявиться при поступлении расплава в заполненную водой напорную камеру реактора и представлять потенциальную угрозу целостности корпуса, является паровой взрыв. По результатам всестороннего анализа указанного процесса в [15] было показано, что разрушение корпуса вследствие паровых взрывов «физически не реализуемо». Это заключение базируется, главным образом, на следующих обоснованных положениях: - поскольку сохраняющаяся на днище корпуса вода к моменту поступления расплава находится в насыщенном состоянии, на стадии предварительного перемешивания формируется среда с большим паросодержанием; при этом не возникает условий для инициирования парового взрыва, но даже если они гипотетически возникнут, произойдет сильное демпфирование роста давления. - наличие блокировок на пути перемещения расплава предотвращает его струйное поступление большими порциями; разномоментное поступление ограниченными порциями не приводит к интенсивным давлениям.
Последним из механизмов, который на рассматриваемой промежуточной стадии может привести к повреждению корпуса, является хрупкое разрушение в условиях «шокового» нагрева-охлаждения. Результаты анализа указанных процессов, выполненного в [5], позволяют сделать вывод о реальном отсутствии такой угрозы. Действительно, залив корпуса охлаждающей водой достаточно продолжителен во времени и обеспечивает постепенность его охлаждения, а поступление расплава на днище, в гипотетических условиях отсутствия на нем воды, хотя и может привести к образованию поверхностных трещин, но глубина их последующего развития под действием термических нагрузок (в условиях отсутствия избыточного давления в корпусе), как показано в [5], существенно меньше толщины корпуса.
Таким образом, при обосновании удержания расплава в корпусе ВВЭР можно ограничиться рассмотрением стационарных (квазистационарных) условий, определяемых тепловым воздействием на корпус сформированной на днище ванны расплава и его наружным охлаждением. Сразу же следует отметить, что наружное водяное охлаждение еще не гарантирует отсутствие проплавлення корпуса. Хорошо известно, что превышение плотности теплового потока некоторой, конкретной для рассматриваемых условий величины приводит к кризису пузырькового кипения, резкому ухудшению теплоотвода и возможному пережогу теплопередающей стенки. Поэтому основные усилия по обоснованию удержания расплава в корпусе реактора связаны, во-первых, с определением тепловых нагрузок на корпус (днище) со стороны расплава и критических тепловых потоков на наружной, охлаждаемой поверхности корпуса, и, во-вторых, с анализом вязко-упруго-пластического деформирования корпуса реактора.
Со всех точек зрения наиболее эффективной реализацией концепции удержания расплава в корпусе реактора является организация охлаждения корпуса при движении воды и пароводяной смеси в контуре естественной циркуляции. Однако, применительно к модернизируемым блокам КоАЭС и НВАЭС с ВВЭР-440 указанное оптимальное решение не представляется возможным, главным образом, из-за отсутствия условий образования верхнего бьефа со стабильным уровнем воды. Поэтому разработанное устройство основано на пассивно-активном принципе, что, хотя и в существенно меньшей степени, чем полностью пассивная система, позволяет все-таки снизить вероятность превышения сверхнормативных выбросов при тяжелой аварии с плавлением активной зоны.
Особенности решения, связанные с моделированием шероховато-определенной поверхности тела
Основную сложность при проектировании систем и устройств, функционирование которых в той или иной мере связано с тяжелыми авариями, представляют неопределенности развития аварии и сопровождающих ее процессов. Несмотря на обширные исследования тяжелых аварий, до сих пор практически невозможно составить полностью детерминистичную модель всей совокупности протекающих процессов, и анализ выполняется в пределах той достигнутой базы знаний, которой располагает конструктор на момент проектирования. В этих условиях наиболее приемлемым является сохранение консервативного подхода, который реализуется как при задании условий функционирования устройства, так и в обеспечении запасов по параметрам, определяющим работоспособность устройства. При таком подходе необходимо избегать применения таких решений, которые приводят к уменьшению запасов, и напротив, использовать все возможности для их увеличения в разумных пределах.
Не рассматривая в данном разделе элементы направляющего и силового устройства, которые обеспечивают упорядоченное перемещение расплава после проплавлення корпуса и удерживают от падения крупные фрагменты, остановимся на собственно устройстве локализации - корпусе УЛР, в котором происходит захолаживание и удержание расплава.
Главным несущим и теплопередающим элементом УЛР тигельного типа является корпус. В нем происходит формирование ванны поступающего расплава, и через его стенки, в том числе и с поверхности ванны расплава, тепло передается охлаждающей воде. Крупные габариты корпуса, обусловленные необходимостью размещения больших масс расплава и жертвенного материала, в проекте УЛР-Т привели к необходимости его секционирования для обеспечения монтажа в соответствии со спецификой графика строительных работ при сооружении 1-го блока. Для 2-го блока АЭС "Тяньвань" в целях унификации конструкция УЛР оставлена без изменения. Секционирование корпуса, в свою очередь, привело к необходимости совмещения в нем функций теплообменника, т.е. для обеспечения герметичности, разделения расплава и охлаждающей воды, каждая секция представляет собой короб сложной формы, внутри которого - охлаждающая вода. Короба сообщены между собой, образуя общую полость, а обращенные к расплаву стенки коробов образуют теплопередающую поверхность, ограничивающую зону локализации расплава. Конструкция теплообменника иллюстрируется рисунками с 1.11 по 1.13.
Принципиальное отличие корпуса УЛР-К от теплообменника УЛР-Т - единая цельносварная конструкция чашеобразной формы вместо 12 теплообменных секций коробчатой конструкции. Помимо упрощения изготовления и монтажа принятая форма позволяет избежать жесткой связи «горячей» теплопередающей стенки с «холодными» стенками короба, образующими каждую теплообменную секцию, и обусловленных этой связью потенциальных концентраторов напряжения. Раскрепление корпуса УЛР-К обеспечивает возможность свободных радиальных и осевых, направленных вверх от опорной поверхности, перемещений. Схематично конструкция корпуса УЛР-К показана на рисунке 1.14 а), б).
Выбор формы корпуса УЛР-К, не связанный, как в УЛР-Т, ограничениями, накладываемыми коробчатой конструкцией, определялся, исходя из максимального использования объема подреакторного пространства бетонной шахты. При этом определяющую роль играла форма днища. В принципе, по аналогии с корпусом реактора, днище могло бы быть полусферическим, как в PWR, однако полезный объем в этом случае заметно меньше располагаемого. Так, если радиус днища равен высоте корпуса, полезный объем сокращается на 1/3 (по сравнению с плоским днищем). Полуэллиптическое днище с этой точки зрения более предпочтительно, но при такой форме еще в большей степени, чем при полусферической, область вблизи полюса днища характеризуется малыми значениями критического теплового потока из-за большего радиуса кривизны. Поэтому окончательно была принята коническая форма. В этом случае важным параметром является угол образующей конуса к горизонту: чем он больше, тем больше величина qKp, но меньше полезный объем. В качестве компромисса для УЛР-К этот угол принят равным 16, а для УЛР-Т - 12. При таких значениях углов уменьшение располагаемого объема, даже с учетом переходной торообразной зоны, вполне приемлемо, а с другой стороны, величины критических тепловых потоков благодаря наклону поверхности днища обеспечивают необходимый запас до кризиса.
При установленных габаритах масса корпуса УЛР определяется толщиной его стенок. На первый взгляд, незначительные механические (весовые) нагрузки по сравнению с корпусом ВВЭР, который при НУЭ подвергается действию большого внутреннего давления, не требуют сколько-нибудь значительных толщин. Температурные нагрузки являются для условий УЛР определяющими, растут по мере увеличения толщины стенки из-за увеличения перепада температуры между внутренней и наружной поверхностями. В действительности, необходимая толщина стенок определяется не прочностными соображениями, а процессами теплового взаимодействия расплава с корпусом. При выходе расплава на стенку и в процессе его намерзания тепловой поток, отводимый от наружной поверхности, кратковременно может существенно превышать то значение, которое достигается в стабилизированном состоянии, уменьшая запас до кризиса, и это превышение тем больше, чем тоньше стенка. Очевидно, что стенка днища, для которого величина q существенно меньше, чем для боковой вертикальной части корпуса, должна быть толще боковой стенки. Соответственно, для УЛР-Т и УЛР-К толщина нижней теплопередающей стенки (днища) составляет 90... 100 мм, а боковой - 55... 60 мм.
Толстостенный цилиндр с днищами, нагруженный внутренним давлением (область упругих деформаций)
Наиболее массивным фрагментом, который, в принципе, мог бы при отрыве создать ударную нагрузку на корпус УЛР, является днище корпуса реактора. Однако в конструкции УЛР предусмотрены меры, исключающие указанное воздействие. Днище корпуса реактора в процессе пластического деформирования (до отрыва) опирается на специальные ребра плиты нижней, поверхность которых, обращенная к днищу, повторяет его конфигурацию, рисунок Плита нижняя, даже в случае недостаточного демпфирования удара, передает нагрузку на массивную ферму-консоль, которая не разрушается даже при отрыве днища в условиях максимально возможного внутреннего давления в корпусе перед отрывом 1 МПа.
Воздействие на корпус УЛР ударных нагрузок при падении других твердых фрагментов, размеры которых меньше диаметра центрального отверстия фермы-консоли, и струи расплава исключается, благодаря демпфирующим свойствам размещенной в корпусе УЛР корзины с жертвенным материалом, образующим ячеистую структуру.
Возможность паровых взрывов в подреакторном пространстве бетонной шахты, связанная с поступлением расплава в воду, исключается благодаря герметизации пространства внутри корпуса УЛР и дренирования поступающей воды за пределы бетонной шахты, а также подачей воды на расплав кориума только после завершения его поступления в УЛР. Даже если последние порции расплава будут поступать после начала подачи воды внутрь корпуса УЛР, они не смогут привести к паровым взрывам, так как большая сжимаемость пароводяного кипящего слоя не создает условий для распространения ударных волн, приводящих к взрыву. Сама подача воды на расплав не приводит к паровым взрывам, так как вода, во-первых, поступает в виде стекающей пленки, а не напорной струи, а во-вторых, к моменту ее подачи на поверхности ванны может находится только расплав оксидов, вследствие инверсии расплавов оксидов и стали. Известно, что в таких условиях паровые взрывы не возникают [2].
Плита нижняя, представленная на рисунке 1.23, выполнена как направляющая конструкция в виде воронки, по которой кориум из разрушенного корпуса реактора вытекает в установленное в подреакторном помещении бетонной шахты оборудование устройства локализации расплава. Направляющая конструкция обеспечивает охват нижней части корпуса реактора выше плоскости соединения днища с цилиндрической частью корпуса реактора, чем обеспечивается возможность приема кориума при проплавлений боковой поверхности корпуса реактора. В этом случае кориум не оказывает прямого воздействия на сухую защиту, а поступает на направляющую плоскость плиты нижней и стекает в корзину с наполнителем.
Движение кориума по направляющей плоскости плиты нижней может сопровождаться образованием блокад. Для обеспечения надежного стекания кориума направляющая плоскость покрыта слоем гематитового бетона, выполняющего роль легкоплавкой смазки для кориума. Надежное стекание кориума по плите нижней обеспечивается достаточно большим конструктивным зазором между направляющей плоскостью плиты нижней и нижней частью корпуса реактора. Под гематитовым бетоном расположен слой жаропрочного бетона, обеспечивающего сохранение целостности направляющей конструкции после растворения в кориуме гематитового бетона. Под жаропрочным бетоном расположен силовой каркас направляющего аппарата, обеспечивающий сохранение целостности конструкции при падении фрагментов активной зоны и внутрикорпусных устройств на плиту нижнюю.
В центральной части плиты нижней выполнено отверстие для прохода кориума, ограниченное направляющей обечайкой, предназначенной для ограничения диаметра разброса фрагментов кориума в процессе его стекания по плите нижней.
Плита нижняя выполнена как несущая конструкция, обеспечивающая удержание днища корпуса реактора в момент его отрыва или пластического деформирования. Эту задачу решают вертикальные силовые ребра, расположенные радиально под днищем корпуса реактора. Верхний профиль силовых ребер выполнен эквидистантно по отношению к профилю днища корпуса реактора, чем обеспечивается малый зазор между силовыми ребрами и корпусом реактора вдоль всей наружной поверхности днища корпуса реактора. В условиях нормальной эксплуатации этот зазор обеспечивает свободное перемещение корпуса реактора под действием тепловых расширений, но в условиях протекания тяжелой аварии этот зазор выбирается под действием пластических деформаций, при этом корпус реактора, расширяясь, постепенно передает внутренние усилия деформаций на силовые ребра нижней плиты.
В совокупности направляющий аппарат и силовые ребра образуют аксиально и радиально устойчивую конструкцию, защита от азимутальных силовых воздействий обеспечивается установкой концентрических обечаек, связывающих силовые ребра и направляющий аппарат.
Поступление кориума в корзину с наполнителем и последующие физико-химические процессы в корзине сопровождаются интенсивным радиационным теплообменом кориума со строительными конструкциями, корпусом реактора и элементами устройства локализации расплава. Ограничение интенсивности радиационного теплообмена кориума и плиты нижней обеспечивает установленная в основании плиты нижней тепловая защита, выполненная из плоских радиальных сегментов. Тепловая защита ограничивает радиационное воздействие со стороны кориума прежде всего на силовые ребра и силовой каркас направляющего аппарата.
В условиях нормальной эксплуатации плита нижняя обеспечивает тепловую изоляцию днища корпуса реактора и защиту от нейтронного и гамма-излучения подреакторного помещения и помещения, окружающего бетонную шахту.
Обзор локализующих устройств, выполненных по проблеме удержания расплава на АЭС с ВВЭР средней и большой мощности, показал, что проблема надежности и работоспособности УНОР для АЭС с ВВЭР-440 и УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 в условиях протекания тяжелой аварии определяется процессами теплообмена гомогенной или структурно неоднородной ванны расплава кориума с корпусом реактора или с корпусом УЛР. Эти процессы напрямую зависят от напряженно-деформированного состояния ограждающих кориум конструкций, особенно, учитывая неопределенности, связанные с параметрами формирования ванны расплава на днище корпуса реактора или в корпусе УЛР.
Анализируя процессы при тяжелой аварии на АЭС с реакторами большой мощности, отметим, что внутрикорпусная локализация расплава активной зоны с помощью наружного охлаждения корпуса реактора невозможна, а на внекорпусной стадии тяжелой аварии происходит разрушение днища корпуса реактора и кориум, взаимодействуя с нижней плитой, поступает в зону локализации. В этом процессе нижняя плита испытывает целый комплекс термомеханических нагрузок, начиная от нагрузок от пластически деформирующегося днища корпуса и заканчивая нагрузками от перемещающегося кориума. Многие известные прочностные коды не предназначены для выполнения расчетов в режимах тяжелых аварий в условиях высоких температур и тепловых потоков большой интенсивности, вызывающих плавление элементов конструкции. Поэтому для анализа указанных процессов необходимо разработать специализированный расчетный код, направленный на определение напряженно-деформированного состояния элементов оборудования РУ и АЭС при таких условиях нагружения, которые приводят к деформациям и повреждениям в областях плавления и высокотемпературной ползучести.
Анализ сходимости результатов на примере расчета корпуса реактора ВВЭР-1000
В процессе тяжелой аварии происходит формирование ванны расплава на днище корпуса реактора. Ванна расплава состоит из элементов активной зоны, ВКУ и корпусной стали. Выбор конструктивного исполнения нижней плиты УЛР, рисунок 1.23, расположенной под днищем корпуса реактора типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500, связан с процессами разогрева, пластического деформирования и разрушения корпуса реактора под действием высокотемпературной ванны расплава. Конструктивное исполнение нижней плиты УЛР должно с одной стороны обеспечивать нормальную эксплуатацию РУ, а с другой - обеспечивать защиту остального оборудования УЛР от падения днища корпуса реактора, его крупных фрагментов и фрагментов ВКУ. Для удержания днища от обрушения нижняя плита УЛР имеет опорные ребра, препятствующие перемещению днища в случае его отрыва. Для обеспечения беспрепятственного стекания кориума при проплавлений боковой поверхности корпуса или проплавлений днища между опорными ребрами в нижней плите имеются направляющие каналы, объединенные в направляющий аппарат, обеспечивающий направленное движение кориума и защиту расположенного ниже оборудования УЛР от разрушения.
В этой связи наибольшую опасность представляют собой такие режимы деформаций и разрушений корпуса реактора, при которых может произойти перекрытие проходного сечения каналов направляющего аппарата, что в свою очередь приводит к задержке или полному блокированию перемещения кориума из корпуса реактора в УЛР. В случае блокировки перемещения кориума начинается неконтролируемый разогрев и разрушение бетонной шахты и сухой защиты с выходом неконденсирующихся газов и аэрозолей. В этом случае возможна быстрая потеря прочности опорой корпуса реактора или ее разрушение с последующим неконтролируемым перемещением кориума.
Для выбора высоты опорных ребер, обеспечивающих удержание днища и беспрепятственное перемещение кориума из корпуса реактора в УЛР, выполнено расчетное исследование предельной глубины вдавливания днища корпуса реактора в свободное пространство между опорными ребрами нижней плиты УЛР в условиях разогрева и проплавлення днища расплавленной активной зоной.
Анализ выполнялся при следующих условиях: - днище корпуса нагружено усилием от массы расплавленных материалов -300 тонн, на внешней поверхности корпуса реактора средняя температура принята равной 500С, а средняя внутренняя температура корпуса - 1500С; - под воздействием веса расплавленных материалов корпус реактора сначала деформируется упруго и садится на 14 опорных ребер УЛР, предназначенных для поддержания корпуса в случае его больших деформаций или отрыва днища; опорные ребра приварены к поверхности и стакану нижней плиты; толщина опорных ребер принята равной 60 мм; - в недеформированном холодном состоянии минимальное расстояние между поверхностью днища корпуса реактора и опорными ребрами составляет 60 мм. Для реактора ВВЭР-1000: - корпус реактора, выполненный из стали 15Х2НМФА, представляет собой цилиндрическую емкость с эллиптическим днищем, внутренняя и наружная высота которого равна 1010мм и 1210мм, соответственно; - внутренний диаметр корпуса реактора равен 4132мм, внешний - 4532мм, толщина стенки корпуса принята равной 200мм; Для реактора ВВЭР-1500: - корпус реактора, выполненный из стали 15Х2НМФА, представляет собой цилиндрическую емкость с эллиптическим днищем, внутренняя и наружная высота которого равна 1315мм и 1555мм, соответственно; - внутренний диаметр корпуса реактора равен 4960мм, внешний - 5420мм, толщина стенки корпуса принята равной 240мм; При большом тепловом воздействии расплавленных материалов и под действием их веса, в материале корпуса реактора начинают работать механизмы высокотемпературной ползучести. Предполагается, что в процессе развития механизма высокотемпературной ползучести, корпус реактора, упруго посаженный на опорные ребра, будет продолжать деформироваться и, достигнув какой-то предельной величины глубины проникновения в свободное пространство между опорными ребрами, разрушится. Картина процесса пластического деформирования днища с обтеканием опорных ребер представлена на рисунке 4.3.1.
Однако, если днище корпуса реактора, обтекая опорные ребра в процессе высокотемпературной ползучести, накроет нижнюю плиту и не разрушится, то при контакте разогретого дниіца и относительно холодной нижней плиты произойдет временное замедление разрушения днища корпуса, что приведет к ускорению проплавлення вертикальной стенки корпуса реактора выше сварного шва днища и цилиндрической части корпуса. В этом процессе расплав, выйдя за пределы корпуса реактора, не сможет переместиться вниз по направляющему аппарату нижней плиты, так как нижняя плита блокирована неразрушенным днищем корпуса реактора. Дальнейшее поведение расплава по этому сценарию приводит к значительным неуправляемым разрушениям бетонной шахты и гермообъема с выходом высокоактивных продуктов деления за пределы зоны локализации. Поэтому необходимо, чтобы разрушение днища корпуса реактора произошло раньше достижения днищем поверхности нижней плиты. В этом случае расплав кориума из корпуса реактора стечет по направляющему аппарату нижней плиты в УЛР.
Следовательно, для обеспечения проектной работы нижней плиты необходимо определить глубину проникновения до разрушения днища корпуса реактора в свободное пространство между опорными ребрами и поверхностью нижней плиты в процессе деформации ползучести. Если полученная глубина проникновения меньше высоты опорного ребра нижней плиты, то проектная работа УЛР будет обеспечена, в противном случае высота опорных ребер должна быть изменена. Конструктивным решением высота опорных ребер до поверхности нижней плиты принята 300мм.
