Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Феноменология запроектных аварий РБМК 10
1.1. Отечественные реакторы канального направления 10
1.2. Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК 14
1.3. Существующие методики расчёта температурных полей в кладке РБМК 30
1.4. Выводы к главе 1 и постановка задач исследования 39
ГЛАВА 2. Описание расчётной методики для моделирования процессов теплообмена в графитовой кладке 41
2.1. Математическая модель 41
2.1.1. Особенность теплообмена излучением между колоннами модернизированной графитовой кладки 53
2.1.2. Численная реализация разработанной модели 56
2.2. Оценка точности и валидация 61
2.2.1. Сравнение с аналитическим решением 61
2.2.2. Сравнение с расчётами по современным кодам 67
2.3. Верификация 70
2.4. Выводы к главе 2 74
Глава 3. Непроектное протекание проектных аварий 76
3.1. Осушение каналов одного РГК 76
3.1.1. Полное осушение на 300-ой секунде 80
3.1.2. Полное осушение на 800-ой секунде 87
3.1.3. Время до полного осушения не менее 1000 с 92
3.2. Время достижения температуры разрыва канала 94
3.3. Стратегия управления 97
3.4. Выводы к главе 3 9S
ГЛАВА 4. Запроектные аварии 100
4.1. Полное обесточивание энергоблока 100
4.2. Потеря функции подпитки КМПЦ от всех источников 109
4.3. Учёт трёхмерных эффектов 112
4.3.1. Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн .. 113
4.3.2. Роль теплообмена излучением при разогреве модернизированной кладки 114
4.3.3. Учёт изменения свойств кладки при эксплуатации 116
4.4. Стратегия управления 119
4.5. Выводы к главе 4 125
Выводы 128
Список использованной литературы
- Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК
- Особенность теплообмена излучением между колоннами модернизированной графитовой кладки
- Время достижения температуры разрыва канала
- Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн
Введение к работе
Канальные уран-графитовые реакторы являются важной частью атомной энергетики России. На их долю приходится более 50 % электроэнергии, вырабатываемой на отечественных АЭС /59/. Основу канального направления составляют энергоблоки с реакторами РБМК-І000.
Энергетические пуски первых энергоблоков РБМК состоялись в начале 70-ых годов, и сегодня реализуется программа продления их эксплуатации сверх назначенного срока. В перечень работ, необходимых для получения лицензии на эксплуатацию, входит разработка отчётов по углублённой оценке безопасности энергоблока, ОУОБ /19/. Согласно "Рекомендациям по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций с реакторами типа ВВЭР и РБМК (ОУОБ АС)" /54/, такая оценка должна содержать анализ запро-ектных аварий (ЗА). Исследование ЗА проводится с использованием специализированных расчётных компьютерных программ (кодов), позволяющих определить ход развития аварии, предупредить возможные выходы за безопасные границы и разработать стратегию управления аварией /4/. Разработка стратегии управления ЗА относится, согласно ОПБ-88/97 /42/, к четвертному уровню глубоко эшелонированной защиты и предусматривает «предотвращение развития запроектных аварий и ослабление их последствий». Таким образом, исследование запроектных аварий РБМК является важной и актуальной задачей, имеющей чёткую практическую направленность.
Расчётное моделирование ЗА РБМК связано с двумя проектными особенностями этого реактора. Во-первых, существенным отличием канальных уран-графитовых реакторов от корпусных является значительно большая (в 15-20 раз) теплоёмкость активной зоны. Это снижает скорость разогрева осушенной активной зоны и позволяет говорить о более длительном периоде развития аварии до начала тяжёлых повреждений активной зоны, чем в корпусных реакторах. Во-вторых, на ряде энергоблоков отсутствует система локализации аварии, и на всех энергоблоках нет локализации разрывов паропроводов /37/. То есть при разрывных авариях с потерей теплоносителя отсутствует эффективный барьер на пути распространения радиоактивных продуктов деления в окружающую среду. Поэтому основное внимание в исследовании ЗА РБМК уделяется не использованию локализующих систем безопасности, а разработке мер, предотвращающих развитие аварийного процесса до стадии тяжёлых повреждений активной зоны.
Таким образом, акценты исследований ЗА РБМК смещаются с изучения поведения расплавленных фрагментов активной зоны и обоснования стратегий противоаварийных действий персонала по смягчению тяжёлых последствий на поиск стратегий управления ЗА с целью предотвращения тяжелых повреждений активной зоны реактора. Тяжёлые повреждения, в частности, могут быть вызваны разгерметизацией нескольких (более девяти) технологических каналов при высоком давлении в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Множественный разрыв ТК может приводить к разрушению реакторного пространства (РП), что влечёт за собой попадание радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.
Важным аспектом при анализе ЗА РБМК является теплообмен между каналами. В ряде аварий процесс теплового взаимодействия каналов оказывает значительное влияние на уровень достигаемой температуры элементов кладки (топлива, оболочек твэлов, труб каналов, стержней аварийной защиты, графитовых блоков), а также определяет динамику разогрева элементов активной зоны. В случае осушения нескольких или всех топливных каналов активной зоны с проектным срабатыванием аварийной защиты в канальных реакторах существует возможность отвода части тепловой энергии, выделяющейся в топливе, из осушенных каналов в неосушенные или в каналы контура охлаждения системы управления и защиты реактора (КО СУЗ), что ограничивает степень разогрева аварийных каналов. Для эффективного использования механизма межканальных перетоков тепла в проекте реактора МКЭР каналы, относящиеся к разным петлям охлаждения, размещены в шахматном порядке.
Необходимость учёта этого механизма была отмечена в РНЦ «Курчатовский институт» несколько лет назад, однако проводившиеся исследования носили качественно-оценочный характер. Это, в частности, связано с отсутствием адекватного расчётного инструмента, который бы учитывал все особенности исследуемого объекта. В то же время, при исследовании запроектных аварий особое значение имеет использование неконсервативных расчётных моделей, поскольку в процессе разработки мер по управлению авариями выполняются оценки функционирования энергоблока исходя из реальных условий, а не консервативно /6/. Основные коды, используемые при анализе аварийных процессов, разработаны за рубежом и рассчитаны на зарубежные аппараты. Если для АЭС с реакторами типа ВВЭР это не так существенно из-за сходства технических и физических решений, то для установок с канальными реакторами требуются расчётные инструменты, более адаптированные к их особенностям. Использование кодов улучшенной оценки (RELAP5, ATHLET) вносит значительный консерватизм в расчёты поздних стадий аварий с осушением каналов и не позволяет моделировать ряд теплообменных процессов в активной зоне РБМК. Разработка новых и адаптация современных методов и программ анализа состояния реакторной установки (РУ) с учётом специфики РБМК, в первую очередь, анализа аварийных режимов, — одно из важных направлений исследований по повышению безопасности /14/.
Таким образом, актуальность работы обусловлена проведением в настоящее время Углублённой оценки безопасности энергоблоков АЭС с реакторами РБМК, а также необходимостью разработки специфических кодов и методов анализа ЗА. Цель данной работы заключается в расчётной оценке теплообменных процессов в графитовом замедлителе и последующем определении области параметров (время, тип аварии), где эти процессы вносят существенный или даже определяющий вклад в развитие аварии. В этой области возможен поиск способов использования процессов теплообмена в графитовой кладке для предотвращения и смягчения тяжёлых последствий ЗА, разработки и оптимизации стратегии управления ЗА. Выполнение данных исследований также предполагает разработку расчётной методики и программного кода, ориентированных на решение специфических тепловых задач в геометрии графитовой кладки канальных реакторов с учётом присущих канальному направлению положительных проектных особенностей.
Цель исследования и общая классификация ЗА РБМК
Концепция управления ЗА окончательно сформировалась в России после чернобыльской аварии в качестве четвертого уровня глубоко эшелонированной защиты АЭС. В связи с этим появилось понятие запроектная авария - авария, «вызванная не учитываемыми исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны» /42/. Хотя вероятность возникновения ЗА весьма мала, последствия таких аварий могут быть значительно тяжелее, чем проектных. Аварии на ЧАЭС и Три Майл Айленд показали, что ЗА необходимо учитывать при разработке проектов АЭС. Как отмечается в /9/, ранее они считались гипотетическими и практически не рассматривались. В настоящее время анализ ЗА проводится в рамках разработки Руководств по управлению запроектными авариями (РУЗА), «предназначенных для использования персоналом АЭС и привлеченными лицами в качестве руководящего документа при возникновении запро-ектной аварии» /41/. РУЗА входит в состав документации, обосновывающей заявку на получение лицензии (разрешения) на эксплуатацию АЭС.
Существует два подхода к стратегии управления ЗА: предотвращение и ослабление тяжёлых последствий аварии. Стратегия ослабления связана с исследованиями поведения сильно поврежденной активной зоны. Эта задача сводится к моделированию движения расплавленных элементов активной зоны и поведения продуктов деления под герметичной оболочкой системы локализации аварий. Данный подход основывается, главным образом, на феноменологии тяжёлых аварий (ТА) легководных реакторов корпусного типа.
По сравнению с корпусными реакторами, активная зона РБМК имеет значительно большую теплоёмкость на единицу мощности реактора из-за большой массы графитового замедлителя, что обуславливает значительно меньшую скорость разогрева осушенной активной зоны реактора и, следовательно, обеспечивает значительный интервал времени для принятия мер по восстановлению охлаждения осушенной активной зоны. Этот факт позволяет сместить акценты исследования ЗА РБМК при потере теплоотвода с исследования поведения расплавленных фрагментов активной зоны и обоснования стратегий противоава-рийных действий персонала, направленных на обеспечение длительного удержания продуктов деления в герметичной оболочке системы локализации аварий, на поиск стратегий управления ЗА с целью предотвращения тяжелых повреждений активной зоны реактора. При этом изучение ЗА на канальных реакторах, как отмечается в /18/, является, возможно, даже более важной задачей, чем аналогичные исследования на реакторах корпусного типа. РБМК эксплуатируются только в нашей стране, тогда как корпусные реакторы широко распространены за рубежом. Поэтому деградация активной зоны и сопровождающие её физико-химические процессы, изучаемые при ЗА корпусных реакторов, могут исследоваться с использованием зарубежных результатов, экспериментов и программных средств, тогда как для ЗА канальных реакторов, по сути, отсутствуют специализированные инструменты анализа.
Одной из основных задач исследования ЗА для РБМК является задача поиска стратегий управления, исключающих сценарии (или снижающих вероятность таких сценариев), при которых возможна разгерметизации групп технологических каналов при высоком давлении в КМПЦ. Эти аварии могут приводить к разрушению реакторного пространства, что влечёт за собой попадание радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.
Реакторное пространство состоит из конструкций, схематично показанных в левой части рис. 1.2. Допустимые нагрузки на эти конструкции показаны в правой части. Из этого рисунка видно, что наименьшая величина нагрузки составляет 214 кПа (изб.) и соответствует консервативной оценке давления, необходимого для подъема верхней плиты.
Эта оценка не учитывает никакого взаимодействия канальных труб с графитовыми блоками, которое может увеличить поднимаемую массу. С дополнительной массой графита, взаимодействующей с каналами, давление для подъема верхней плиты может быть выше. Причиной повышения нагрузок на компоненты РП может быть повышение давления, вызванное истечением теплоносителя из поврежденных топливных каналов.
Во время аварий только один компонент контура циркуляции - топливный канал - может потенциально подвергаться комбинированному воздействию те пловых и силовых нагрузок. Остальные компоненты контура циркуляции практически могут испытывать максимальные силовые нагрузки, соответствующие нагрузкам только при температуре насыщения теплоносителя или ниже. Поэтому предельными давлениями для элементов контура циркуляции в пределах эксплуатационных температур при анализе аварий принимаются предельные значения гидравлических испытаний соответствующих элементов (10,1 Мпа для трубы канала). При повышенных температурах (по сравнению с эксплуатационными режимами) целостность канальной трубы может быть оценена по экспериментально определенному интегральному температурному критерию (рис. 1.3, /56/) или на основе расчетов предельного напряженно-деформированного состояния неодномерной сопряженной задачи.
Особенность теплообмена излучением между колоннами модернизированной графитовой кладки
При решении задач по определению температурного режима конструкционных элементов АЭС в аварийных режимах возникает необходимость учёта переноса тепла излучением. Существуют различные подходы к решению проблемы расчёта лучистого теплообмена в сложных геометриях. Чаще всего для решения задач такого типа рассматривается замкнутая система тел, разделённых между собой прозрачной диатермической средой. Считается, что поверхности излучения серьте, их эффективное (выходящее с поверхности) излучение является диффузным и характеризуется неизменной плотностью на изотермических участках поверхностей. Известны и более строгие модели, в которых используется меньшее количество допущений. Например, отказ от модели серого тела, диффузного характера излучения поверхностью и т.д. Однако в инженерных приложениях эти модели используются довольно редко, поскольку требуют весьма трудоёмких вычислений, а для систем многих тел алгоритмизация становится сложной (такие задачи, как правило, решаются методом Монте-Карло) /40/. Более того, к рассматриваемому кругу задач пока нецелесообразно применение таких моделей (отметим сравнительно низкие тепловые, нагрузки на взаимодействующих поверхностях).
В данной работе рассматривается один из методов расчёта лучистых тепловых потоков для замкнутой системы серых тел, разделённых диатермической средой, цель которого — определение коэффициентов переноса излучения по известным угловым коэффициентам. Коэффициенты переноса излучения, являясь параметрами геометрии системы и свойств лучеиспускающих поверхностей, учитывают взаимное влияние даже тех поверхностей, которые не находятся в пределах прямой видимости друг друга, а участвуют в теплообмене путём многократного отражения от других поверхностей. Тогда как угловые коэффициенты, также являясь параметрами геометрии системы, учитывают взаимное влияние поверхностей без учёта переотражения. Нахождение коэффициентов переноса излучения по вычислительным затратам задача, сравнимая с задачей нахождения эффективных лучистых потоков, однако коэффициенты переноса излучения являются параметрами геометрии системы и свойств лучеиспускающих поверхностей (коэффициентов черноты), и не требуют пересчёта на каждом временном шаге в том случае, если излучающие свойства поверхностей можно принять постоянными.
На рис. 1.1 изображён фрагмент модернизированной графитовой кладки 5-го энергоблока Курской АЭС. От традиционной она отличается восьмиугольным поперечным сечением графитовых блоков. Это приводит к тому, что блок непосредственно обменивается теплом не только с четырьмя соседними блоками в поперечном направлении, но и с четырьмя блоками в диагональных направления. Причём места угловых стыков блоков (выделенная на рис. 2.1 область) представляют, вообще говоря, незамкнутую систему излучающих поверхностей. Однако в данной геометрии мы считаем эту систему замкнутой, так как зазоры между блоками составляют всего 2...5 мм, и стороны блоков, разделённые этими зазорами, практически «не видны» для излучающих сторон.
Теплообмен излучением в данном случае имеет сложный характер — тепло передаётся между поверхностями не только путём прямого излучения и конвекции, но и путём переизлучения, когда часть падающего потока поглощается, а часть переизлучается в направлении других тел. Всего в угловых стыках находится 8 сторон (из-за выбранной сетки, рис. 2.2), по две на каждый блок. Они образуют на плоскости следующие возможные ориентации относительно друг друга (табл. 2.1):
Значения угловых коэффициентов вычислены по правилу нитей Хоттеля /62 /. Тепловые потоки с поверхности рассчитываются по методике, приведённой в /40/ и /60/: a-=i\VFw-(fl,- ), С2-61) где А; - площадь поверхности i, Fj.j - коэффициент переноса излучения между поверхностями і и j, Bj - параметр, В, = j Tj4, п - количество участвующих в теплообмене поверхностей.
Из уравнения КІЇЧГI = Ы Н (2.62) находится вектор-столбец плотности тепловых потоков [oj". Здесь фу - матрица угловых коэффициентов, в которой фу = фф см. табл. 2.1; [qj [ и [bj[ — вектор-столбцы, причём bj = EJ-BJ; элементами матрицы ту являются члены ,j=Stj-Pj-9,-i. (2.63) Находим матрицу Му, обратная ітіу, и умножаем её слева на правую часть: Iqf I = МЫ-фу- . (2.64) Далее используется принцип суперпозиции: если среди величин Bj единственной отличной от нуля является Вк, то Iqfl = М;, ф.к-еь + М,-,2- Ф2-к"к + ... + М,у фп-к-єк. (2.65) Но в этих условиях Ei-qj = Fj-ь поэтому Fik= Єі ЕкЧ МІ,,- фі.к+ Мі)2- ф2-к + ... + Мі п- фп.к). (2.66) Или Fi.k= Ei Sk-( Mij- фН). (2.67)
Таким образом, зная коэффициенты переноса, можно получить тепловые потоки с каждой из поверхностей системы и замкнуть систему уравнений.
Время достижения температуры разрыва канала
Уровень тяжести предельных состояний для рассмотренного типа аварий определяется возможным повреждением твэлов и разрывом труб ТК одного РГК и зависит от времени восстановления аварийного охлаждения активной зоны и достаточности расхода аварийной подпитки КМПЦ.
Основной функцией безопасности для аварий этого типа является своевременное и достаточное обеспечение аварийного охлаждения активной зоны с последующей ликвидацией утечек теплоносителя (если последнее возможно).
Для избежания тяжёлых последствий на второй (согласно классификации 1.2) фазе аварии необходима подача воды в РГК аварийной половины. При подаче холодной воды САОР в РГК, которые частично заполнены паром, возможна стагнация расхода в ТК за счет конденсации пара. Поэтому подача воды САОР должна производиться не слишком поздно, когда коллекторы САОР и неаварийные РГК не сильно запарены.
Следует отметить, что снижение давления в КМПЦ определяется не только размером течи, но и тем, сколько «избыточной» холодной воды подается в контур от САОР: избыток холодной воды приводит к большей скорости снижения давления в КМПЦ (при прочих равных условиях) и более раннему снижению расхода пара из БС в ТК аварийного РГК. Это особенно важно, учитывая степень влияния времени, в течение которого происходит осушение аварийных ТК, на дальнейшую скорость разогрева канальных труб. В случае, если осуше
ниє происходит в течение 1400-2500 с (в зависимости от высотной неравномерности энер го выделения) после исходного события, целостность труб ТК гарантируется без принятия каких-либо мер. В случае, если каналы РГК осушаются раньше, то целостность труб ТК не гарантируется без принятия мер по снижению давления в КМПЦ. Темп снижения давления определяется полученной в данном расчёте кривой (зависимостью максимально достигаемой температуры трубы канала от времени осушения).
Важно отметить, что для каналов с меньшей высотной неравномерностью энерговыделения (kz) время до полного осушения, необходимое для целостности труб ТК, меньше. Поэтому уменьшение кг является положительным аспектом обеспечения безопасности реакторов типа РБМК.
С использованием разработанных методики и кода HTGS проведено расчётное исследование задачи длительного осушения топливных каналов одного РГК.
На основе подробного анализа взаимодействия каналов различной мощности, а также осушенных и неосушенных каналов после полного осушения показана существенная роль механизма межканальных перетоков тепла. Показано, что данный механизм ограничивает рост температуры труб осушенных каналов. Отвод тепла из осушенных в неосушенные каналы начинает влиять на динамику разогрева аварийных ТК через 15-20 минут после полного осушения. Это влияние становится существенным, когда температурный перепад на газовых зазорах между соседними осушенными и неосушенными графитовыми блоками составляет примерно 30 С.
В результате вариантного расчёта задачи для различных времён до полного осушения (с момента инициирующего события) получена кривая зависимости максимальной температуры трубы канала от времени охлаждения каналов аварийного РГК пароводяной смесью. Расчётным путём показано, что обеспечение охлаждения аварийных ТК пароводяной смесью в течение 1400-2500 с (в зависимости от высотной неравномерности энерговыделения) до момента полного осушения позволяет гарантированно сохранить целостность труб ТК. Таким образом, задача обеспечения целостности труб аварийных ТК заключается в увеличении времени осушения до 25—40 минут. Этого можно достичь восстановлением функции БД САОР. В случае, если каналы РГК осушаются раньше, целостность труб ТК не гарантируется без принятия мер по снижению давления в КМПЦ. Необходимый темп снижения давления определяется полученной в данном расчёте кривой (зависимостью максимально достигаемой температуры трубы канала от времени осушения).
Кроме того, показано, что оперативный персонал обладает определённым запасом времени для принятия необходимых мер воздействия на аварийный процесс с целью восстановления охлаждения каналов аварийного РГК даже для наиболее быстрого процесса осушения. Так, при полном осушении каналов за 15 минут температура разрыва труб ТК достигается только через час.
Полученные результаты подчёркивают положительные свойства реакторов РБМК, связанные с возможностью управления аварийным процессом. Необходимо отметить, что при использовании в аналогичных расчётных исследованиях кодов улучшенной оценки типа RELAP, не учитывающих теплообмен между каналами, разогрев аварийных ТК происходил бы адиабатически, и температуры разрыва были бы достигнуты гораздо раньше. Учёт специфики РБМК, таким образом, позволяет оптимизировать меры по управлению аварийным процессом.
Осевые перетоки тепла и теплооотвод через торцы колонн
Под воздействием эксплуатационных факторов трубы каналов, выполненные из цирконий-ниобисвого сплава, меняют геометрические размеры (диаметр и длину) вследствие процессов ползучести и радиационного фактора. Одновре менно происходит изменение формы графитовых блоков и колец. Результаты исследований показывают, что характер линейных изменений графита очень сложный, но в общих чертах радиационное формоизменение графита заключается в небольшом распухании в период эксплуатации до 20 лет и в последующей усадке /8/. После 15 лет работы реактора (энерговыработка 8500-10500 МВт сут) наступает локальное исчерпание технологического зазора и возникает контакт между ТК и графитовым блоком. Это приводит к уменьшению термического сопротивления на участке между трубой и блоком. Также касание трубы канала и блока может происходить в результате изгиба труб. В 1975 году в результате разрыва ТК в ячейке 13-33 два графитовых блока этой ячейки были разрушены, а окружающие колонны искривлены /53/.
Процесс усадки графита влияет также на величину контактного термического сопротивления между графитовыми блоками одной колонны и на термическое сопротивление газового зазора между блоками соседних колонн. В 1998 году на третьем энергоблоке ЛАЭС из ячейки 12-36 активной зоны была извлечена графитовая колонна, после чего были выполнены измерения формы графитовых блоков. Проведённые замеры подтвердили процесс усадки графитовых блоков в осевом и перпендикулярных направлениях. По результатам замеров в ИРТМ РНЦ «КИ» /33/ была построены стилизованные (деформации преувеличены, так как на глаз они были бы незаметны) зрительные образы формы графитовых блоков, изображённые на рис. 4.12.
Можно сделать вывод, что на процесс разогрева труб каналов влияет изменение линейных размеров элементов активной зоны. При образовании контакта труба-блок уменьшается сопротивление стоку тепла в канал при нормальных условиях работы РУ, что приводит к снижению температуры графита. При осушении же канала тепловая энергия, выделяемая в ТВС, эффективнее отводится к графитовому блоку при выбранном зазоре, чем при проектном его значении. Кроме того, в первом случае засчёт более низкой температуры графита замедление роста температуры трубы канала происходит раньше (в соответствий с рис. 3.6, г). Изменение же газовых зазоров между соседними колоннами в аварийных условиях не сильно скажется на скорости разогрева, поскольку роль теплопроводности по сравнению с излучением в механизме теплообмена не велика.
Теплофизические свойства графита при наборе флюенса нейтронов также меняются: плотность графита увеличивается на 4-5 %, а коэффициент теплопроводности в поперечном направлении уменьшается с 65 до 25 Вт/(м К) за 4 1021 см"2, далее стремясь к 20 Вт/(м К) /32/.
Наконец, согласно исследованиям /44/, остаточное энерговыделение существенно зависит от нуклидного состава топлива, то есть от величины выгорания конкретной ТВС (через 8 часов после заглушения РУ разница в остаточном энерговыделении может достигать 80 % для свежей и выгоревшей ТВС). Кроме того, относительное энерговыделение в графитовом блоке зависит от мощности ТВС окружающих блоков. Так, при шахматном расположении ТВС с выгорани ем 6 и 22 МВт сут/кг доля энерговыделения в графите при работе РУ на мощности составляет соответственно 4,53 % и 5,58 % /51/.
В целом учёт данных особенностей позволяет предположить, что радици-онные, термические и механические эффекты, связанные с длительной эксплуатацией кладки, несколько отдаляют тяжёлые последствия рассматриваемых аварий с осушением каналов. Изменение же со временем пуклидного состава топлива, напротив, приводит к более быстрому разогреву аварийных каналов из-за большего, чем в свежих сборках, остаточного энерговыделения.
Для сохранения целостности ТК при авариях данного класса необходимо осуществить сброс давления в контуре циркуляции до значений, определяемых степенью разогрева (максимальной температурой труб каналов) и графиком на рис. 1.3. Основными мерами по недопущению достижения тяжёлых последствии в случае подобных аварий являются: своевременная и достаточная подпитка водой контура циркуляции, чтобы не допустить разогрева канальных труб выше предельно допустимых значений при высоком давлении; сброс давления в контуре циркуляции после обезвоживания БС и принятие мер по охлаждению активной зоны при низком давлении.
Основными целями управления на каждой фазе аварии являются: На первой фазе аварии - контроль действий автоматики по заглушению реактора в соответствии с регламентом и аварийной инструкцией. На второй фазе аварии - принятие мер по снижению неэффективного расходования запасов теплоносителя в КМПЦ (увеличение длительности второй фазы). Необходимость таких действий обусловлена тем, что персонал будет принимать меры по восстановлению функции подпитки контура, а при этом очень важно увеличить интервал времени для проведения этих мероприятий.
Для увеличения длительности второй фазы аварии можно предусмотреть выполнение следующих мер: - использование запасов воды в гидробаллонной подсистемы САОР; - замена азотно-гелиевой среды в реакторном пространстве на азот (увеличивая таким образом термическое сопротивление в зазоре между каналом и графитовым блоком, что также может снизить тепловой поток от графитовой кладки и несколько увеличить длительность второй фазы).
На третьей фазе аварии необходимо принимать меры по недопущению разрушения разогревающихся технологических каналов при высоком давлении. Предотвращение разрушения реакторного пространства из-за повышения давления в нем выше 0,31 МПа при разрыве большого количества технологических каналов может быть обеспечено за счёт снижения давления в КМПЦ до уров-ния 0,3-0,5 МПа, безопасного для прочности РП, которое необходимо начинать заблаговременно на второй фазе аварии (заметим, что в процессе снижения давления может интенсифицироваться охлаждение технологических каналов вследствие вскипания теплоносителя в напорном коллекторе, раздаточных групповых коллекторах, нижних водяных коммуникациях);
На четвертой фазе: замена азотной продувки РП на гелиевую (если удалось избежать разрыва ТК и в РП не попал пар), с целью снизить термическое сопротивление газовых зазоров кладки, увеличить теплоотвод от твэлов к графитовым блокам и, тем самым, снизить максимальные температуры топлива.
В качестве примера реализации действий по аварийной подпитке КМПЦ водой на рис. 4.13 представлены кривые разогрева труб ТК и каналов СУЗ при использовании ГБ САОР.
Похожие диссертации на Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов
