Содержание к диссертации
Введение
Развитие международных требований по безопасности АЭС и эволюция основных показателей безопасности АЭС с ВВЭР (состояние вопроса) 10
1.1 Формирование принципов обеспечения безопасности и требований по безопасности АЭС 10
1.2 Показатели безопасности АЭС с ВВЭР 26
1.3 Безопасность АЭС с легководными реакторами 39
1.4 Выводы по главе 1 58
Современные методы и проблемы обоснования безопасности в АЭС 60
2.1 Методологические вопросы обоснования безопасности 60
2.2 Разработка компьютерных программ для анализов безопасности 65
2.3 Исследования в обоснование пассивных систем безопасности 77
2.4 Исследования тяжелых аварий и обоснование технических средств управления тяжелыми авариями 90
2.5 Выводы по главе 2 108
Применение пассивных систем для повышения безопасности АЭС средней мощности с ВВЭР-640 и результаты их обоснований 109
3.1 Концепция безопасности АЭС с ВВЭР-640 с пассивными системами безопасности 109
3.2 Программа исследований в обоснование пассивных систем безопасности 124
3.3. Расчетно-экспериментальные исследования процессов в системе пассивного отвода тепла от защитной оболочки 132
3.4. Расчетно-экспериментальные исследования систем пассивного отвода тепла от парогенераторов 181
3.5 Естественная циркуляция теплоносителя первого контура — важнейший фактор обеспечения безопасности 223
3.6 Расчетный анализ в обоснование удержания расплава в корпусе реактора при запроектных авариях 243
3.7 Выводы по главе 3 253
Повышение безопасности новых проектов АЭС с ВВЭР большой мощности 255
4.1 Сравнительный анализ проблем решения задач безопасности в зависимости от уровня мощности 255
4.2 Основные положения концепции обеспечения безопасности АЭС-91/99 с ВВЭР-1000 278
4.3 Программа исследований в обоснование концепции защиты контейнмента АЭС-91/99 286
4.4 Расчетный анализ удержания расплава кориума в устройстве локализации при тяжелых авариях 313
4.5 Влияние динамики источников излучения при тяжелых авариях
на параметры среды в контейнменте 320
4.6 Обеспечение водородной взрывобезопасности 338
4.7 Выводы и рекомендации по главе 4 356
Заключение 357
Список использованных источников
- Показатели безопасности АЭС с ВВЭР
- Исследования тяжелых аварий и обоснование технических средств управления тяжелыми авариями
- Расчетно-экспериментальные исследования систем пассивного отвода тепла от парогенераторов
- Программа исследований в обоснование концепции защиты контейнмента АЭС-91/99
Введение к работе
В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. В период 2000-2002 годов Правительством России принят (одобрен) ряд директивных документов, определяющих роль атомной энергетики. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы [1]:
• Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.
• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.
• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».
• Инвестиционная программа электроэнергетики России на 2002 год, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.
В соответствии с указанными директивными документами целевыми задачами атомной энергетики являются повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.
Инвестиционная программа предусматривает три основные направления развития АЭС:
1. Модернизации и продления сроков эксплуатации энергоблоков первого поколения.
2. Достройка энергоблоков высокой степени готовности.
3. Строительство АЭС на подготовленных площадках и новых АЭС.
По первому и второму направлениям (приоритетам) планируется в период до 2010 года увеличение мощностей атомной энергетики на 9 ГВт при росте ежегодной выработки электроэнергии с 135 до 210 млрд. кВт-час [2]. Третий приоритет - новые энергоблоки в основном с реакторами типа ВВЭР, ввод которых начнется к 2010 году, должны обладать повышенным уровнем безопасности и экономичности. До 2020 года предполагается ежегодный ввод до 2ГВт мощностей атомной энергетики с увеличением выработки до 330 млрд. кВт-час [2].
В анализ программных документов развития атомной энергетики показывает, что ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигурации новых проектов АЭС с ВВЭР, прежде всего, определения технических решений и мер, повышающих безопасность новых проектов.
Российскими надзорными органами разработан свод нормативных документов, регламентирующих вопросы обеспечения безопасности АЭС на современном уровне понимания данной проблемы. Требования российских нормативов в целом соответствуют рекомендациям МАГАТЭ и требованиям по безопасности стран Европы и США, а в ряде случаев являются более жесткими. Нормативные документы устанавливают основные критерии, принципы и правила, которые необходимо учитывать при разработке технических средств обеспечения безопасности АЭС.
Выбор конкретных путей обеспечения безопасности АЭС осуществляется разработчиком.
Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности нового поколения с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99 и АЭС-92.
При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнение основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.
В настоящий период по российским проектам за рубежом строится 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии. В основу технических решений по обеспечению безопасности двух энергоблоков АЭС в Китае положена концепция АЭС-91/99. Два энергоблока АЭС в Индии создаются на базе концепции АЭС-92. Опыт лицензирования этих проектов в надзорных органах Китая и Индии, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора рациональных решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР.
В данной работе представлены результаты исследований, выполненных в Санкт-Петербургском научно-исследовательском и проектно-конструкторском институте «Атомэнергопроект» (СПбАЭП) в рамках разработки проектов нового поколения АЭС с ВВЭР-640 и АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Разработка этих проектов выполнялась в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами, такими как ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНЦ ФЭИ (г.Обнинск), ИБРАЭ (г. Москва).
Актуальность темы
Для выполнения задач развития атомной энергетики необходимо создание проектов АЭС с ВВЭР нового поколения, отвечающих современным требованиям по безопасности. Наиболее важным вопросом обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР является удовлетворение основным критериям безопасности, а именно обеспечение суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и преышения предельного аварийного выброса. Для решения этой проблемы необходима разработка концепции обеспечения безопасности и разработка технических средств для ее реализации. Исследования этих проблем в течении продолжительного периода выполнялись в СПбАЭП. В настоящей диссертационной работе представлены результаты исследований, выполненных автором в рамках исследовательских работ СПбАЭП по разработке проектов АЭС с ВВЭР нового поколения.
Цель работы
Целью работы является анализ существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР.
Научная новизна
1. Предложены и обоснованы подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.
2. Впервые на основе экспериментальных данных обоснованы производительность системы отвода тепла от парогенераторов при различных давлениях в ПГ и гидравлических характеристиках контура естественной циркуляции теплоносителя, а также устойчивость работы контура ЕЦТ в зависимости от геометрических и режимных факторов.
3. Получены рекомендации по расчету процессов теплообмена в теплообменнике аварийного расхолаживания системы пассивного отвода тепла от парогенераторов.
4. Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.
5. Исследованы особенности течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, и даны рекомендации по исключению условий возникновения гидроударов и повышению устойчивости.
6. Выполнен расчетный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны реактора при тяжелых авариях в зависимости от уровня мощности.
7. Впервые выполнен анализ динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава в устройстве локализации.
8. Разработана концепция и выработаны рекомендации по обеспечению водородной безопасности с учетом предложенных мер по управлению тяжелыми авариями.
9. Разработана методика расчета динамики давления в контейнменте при тяжелых авариях с учетом поведения продуктов деления.
Практическая ценность работы.
Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности, реализованные в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности. Эти же рекомендации будут реализованы во вновь проектируемых АЭС.
Предмет защиты Автор защищает:
• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;
• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;
• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;
• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР различной мощности;
• Концепцию устройства удержания расплава в пределах шахты реактора и расчетное обоснование динамики взаимодействия расплава активной зоны с жертвенным материалом и формирования ванны расплава;
• Концепцию обеспечения водородной безопасности АЭС большой мощности при тяжелых авариях и рекомендации по проектированию системы пассивных каталитических рекомбинаторов водорода;
• Методику и результаты расчетов процессов позднего нагружения защитной оболочки АЭС с ВВЭР-1000 при тяжелых авариях.
Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.
Личный вклад автора.
Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке и расчетно-экспериментальных исследованиях в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.
Показатели безопасности АЭС с ВВЭР
Проекты АЭС с ВВЭР условно могут быть разделены на четыре поколения [13, 14]. К АЭС первого поколения относятся АЭС с реактором типа В-170, установленным на первом блоке Нововоронежской АЭС (выведен из эксплуатации) и реактором В-230, установленным на Кольской АЭС, Армянской АЭС и АЭС «Богунице».
Эти АЭС были спроектированы до 1970 года. В проектах первого поколения не рассматривались в качестве проектных аварий аварии с разрывами трубопроводов первого контура большого диаметра. Системы аварийной подпитки первого контура и аварийной питательной вода парогенераторов этих реакторов разделены на два независимых канала, которые содержат одинаковые элементы. Для аварийного энергоснабжения предусмотрен только один дизель-генератор.
Проекты энергоблоков второго поколения разработаны на основе выпущенных национальных нормативов, в том числе с учетом «Общих положений обеспечения безопасности...» (ОПБ-73). АЭС с ВВЭР второго поколения усовершенствованы в части безопасности и надежности. Решения проекта АЭС с реакторной установкой типа В-213 базировались на оригинальном проекте, предусмотренном для АЭС «Ловииза», который был закончен в 1974 году. В проектах АЭС с В-213 в качестве проектных аварий рассмотрены аварии с большими течами. Системы аварийной подпитки первого контура высокого и низкого давления выполнены в виде трех независимых каналов со строгим физическим разделением. В отличие от АЭС «Ловииза», которая имеет контейнмент с ледовым конденсатором, в проектах с В-213 для России, Словакии, Чехии, Украины и Венгрии предусмотрены в качестве системы локализации аварии конденсатор-барботер и спринклер. Программа АЭС с реактором ВВЭР-1000 стартовала с реакторной установки В-187 для пятого блока Ново-Воронежской АЭС.
Проекты АЭС третьего поколения разработаны на основе требований к безопасности и принципов безопасности, принятым в мировой практике и в соответствии с ОПБ-82. С последующим типом реакторной установки В-320 с ВВЭР-1000 был создан унифицированный проект. Блоки этого типа имеет оболочку полного давления из предварительно напряженного железобетона со стальной облицовкой.
Основными целями проектов АЭС четвертого поколения являются создание АЭС повышенной безопасности, отвечающих требованиям отечественных нормативов по безопасности, международным требованиям и способных конкурировать на мировом рынке. К АЭС четвертого поколения относятся три новых проекта АЭС с ВВЭР, среди которых два проекта большой мощности - с ВВЭР-1000 с реакторными установками В-428 и В-392 и АЭС средней мощности с реакторной установкой В-407.
При разработке проектов четвертого поколения использован опыт создания и эксплуатации АЭС с ВВЭР предыдущих поколений. В сравнении с АЭС с реакторной установкой В-320 проекты четвертого поколения имеют дополнительные каналы безопасности со строгим физическим разделением. Для выполнения функций безопасности применяются системы с различным составом оборудования и/или принципами функционирования, включая пассивные системы. В проектах предусмотрен двойной контейнмент с внутренней защитной оболочкой полного давления и наружной оболочкой для защиты от внешних воздействий. В проектах также предусмотрены технические средства для предотвращения и ослабления тяжелых аварий.
В настоящем разделе представлены результаты ВАБ-1, по опубликованным данным, для Кольской АЭС (блок 1), Южноукраинской АЭС (блок 1), Калининской АЭС (блок 1), Нововоронежской АЭС (блоки 3-4, 5), Балаковской АЭС (блоки 1-4), АЭС Бушер, АЭС Кудамкулан. Кроме того, были использованы отдельные результаты ВАБ для других АЭС [15].
Основные результаты ВАБ-1 Кольской АЭС (блок 1) [16] Среднее значение суммарной частоты повреждения активной зоны (ЧПЗ) равно 2.92-10 5 1/год (границы 90% доверительного интервала: нижняя (5%) 1.03-10"5 1/год, верхняя (95%) 6.28-10 5 1/год). Основными вкладчиками в частоту повреждения активной зоны с точки зрения исходных событий являются: - течи из паровой части компенсатора давления - ЧПЗ составляет 7.37-10"6/год; - разрыв питательного трубопровода после обратных клапанов узлов питания -ЧПЗ = 3.79- 10-6/год; - разрыв корпуса реактора, разрыв корпуса или коллектора ПГ - ЧПЗ = 2.0-10"6/год; - потеря секции 0,4 кВ 2 группы надежного питания - ЧПЗ = 1.86-10"6/год; - несанкционированное прекращение подачи пара на турбину без закрытия стопорных клапанов - ЧПЗ = 1.24-10"6/год; - общий переходный процесс с остановкой последней работающей турбины -ЧПЗ=1.23-10 6/год; - внеплановый останов реактора без расхолаживания - ЧПЗ = 1.21-10"6/год; - потеря работоспособности всех ПЭН и АПЭН блока 1- ЧПЗ = 1.17-10"6/год; - потеря внешнего электроснабжения (группа ИС LOOP) - ЧПЗ = 1.16-10"6/год. Вместе эти девять групп исходных событий составляют более 70% суммарной ЧПЗ.
Анализ различных категорий исходных событий показывает, что основной вклад в ЧПЗ вносят: - средние течи 1 контура ( 32мм), причем значительную долю в этом вкладе (около 60%) составляют отказы арматуры на линии подачи технической воды к теплообменникам спринклерной системы при невозможности восстановления за счет ручного открытия из-за отсутствия запаса времени; - также весьма значительный вклад в ЧПЗ вносят разрывы трубопроводов второго контура, основной вклад от которых (более 50%) составляют незакрытие обратных клапанов на линиях подачи питательной воды к ПГ-1, 3, 5; - большой вклад вносят различные события с потерей электроснабжения одной или нескольких секций, включая обесточивание блоков 1 и 2, в основном из-за неоптимальной запитки оборудования от каналов надежного электроснабжения.
Следует также отметить существенный вклад, который вносят переходные процессы с отказом на срабатывание аварийной защиты.
При анализе аварийных последовательностей, ведущих к повреждению активной зоны, выявлено 19 последовательностей, частота реализации которых превышает 1% суммарной ЧПЗ (3-Ю"6 1/год). Вклад от этих аварийных последовательностей превышает 80% от суммарной ЧПЗ.
Анализ вкладов оборудования различных систем в ЧПЗ показывает: - существенный вклад вносит спринклерная система, что говорит о ее низкой надежности; - следующая по вкладу система — система питательной воды, большой вклад которой объясняется недостатками проектирования;
Анализ различных категорий базовых событий, вносящих вклад в ЧПЗ, показывает: - основной вклад вносят единичные отказы оборудования и неготовность его из-за ремонта или испытаний (78.1%); - невысокий вклад отказов по общим причинам (36.7%); - действия оператора также вносят значительный вклад в ЧПЗ (39.6%).
Наиболее значимыми по фактору потенциального вклада в повышение риска имеют отказы по общим причинам (ООП), что говорит о необходимости подробно исследовать вопрос адекватности численной оценки ООП, сделанной в ходе ВАБ, а также действительной актуальности постулированных механизмов возникновения ООП.
Исследования тяжелых аварий и обоснование технических средств управления тяжелыми авариями
Как было сказано выше, системы безопасности легководных реакторов разрабатываются в рамках концепции эшелонированной защиты для достижения низкого риска для населения. Системы проектируются с учетом принципа единичного отказа и с возможностью предотвращения тяжелых аварий с повреждением активной зоны.
Кроме этого, в проектах предусматривается надежная система контеинмента для удержания радиоактивных продуктов даже в случае запроектных аварий. Проект контеинмента рассчитывается на нагрузки много выше тех, которые связаны с проектными авариями. В здании контеинмента реализованы средства смягчения последствий аварии, например, спринклеры, вентиляторы и ледовые конденсаторы в реакторах с водой под давлением для долговременного отвода тепла от здания контеинмента. Эти системы безопасности предназначены для поддержания низкого давления и защиты целостности контеинмента, в том числе и при тяжелых запроектных авариях. В части обеспечения безопасности населения, очевидно, что, если при тяжелой аварии, даже связанной с выходом расплава из корпуса реактора, целостность и герметичность контеинмента не нарушаются, то безопасность населения остается на приемлемом уровне.
Таким образом, жизненно важными являются выполнение контейнментом своих функций во время и после постулированой тяжелой аварии. В частности, было показано, что если обеспечить целостность контеинмента в течение нескольких первых часов после выхода продуктов деления из топлива во время тяжелой аварии, то концентрация радиоактивных веществ в атмосфере контеинмента может уменьшиться на несколько порядков в результате осаждения аэрозолей на стенах и перекрытиях контеинмента. Таким образом, разрушение контеинмента на ранней стадии тяжелой аварии (так называемое «раннее разрушение») должно быть исключено превентивными мерами или действиями по управлению аварией. Кроме того, в настоящее время активно обсуждается возможность разрушения контейнмента на поздней стадии тяжелой аварии («позднее разрушение»).
Общественное неприятие эвакуации и даже небольшого загрязнения земли и воды приводит к пересмотру норм и концепции безопасности. Примерами таких новых концепций является требование обеспечения герметичности контейнмента в течение 24 часов для новых АЭС в США, а также новые проекты в Германии с требованием обеспечения целостности контейнмента при экстремальных нагрузках. Данные целевые показатели для новых проектов контейнмента являются трудными для обоснования при использовании старых концепций обоснования с использованием консерватизма на каждом этапе. Таким образом, обязательным условием является использование реалистических методологий улучшенной оценки для обоснования характеристик новых контейнментов [61]. По определению, тяжелая авария предполагает расплавление активной зоны и выход радиоактивности. Очевидно, что процессы при аварии с расплавлением активной зоны очень сложные, поскольку основными характеристиками сценариев аварий является взаимодействия расплава с конструкциями и водой, а также выход, перенос и осаждение паров и аэрозолей продуктов деления. Взаимодействие с расплавом активной зоны может приводить к эрозии конструкций, паровым взрывам, плавлению бетона и генерации газов. Такие явления рассматриваются в рамках теплогидравлики, высокотемпературной химии, высокотемпературных взаимодействий материалов, физики аэрозолей и др. Прогнозы последствий тяжелой аварии должны обосновываться на экспериментальных и расчетных данных, которые могут быть ограничены доступным объемом информации о данных явлениях. Кроме того, очень важным фактором является масштабирование, поскольку крупномасштабные эксперименты очень дороги и сложны в реализации.
Как уже говорилось выше и подтверждено работами [62] и [63], контейнмент играет центральную роль в обеспечении безопасности населения в случае тяжелой аварии. Таким образом, основным направлением исследований в области тяжелых аварий стала оценка характеристик контейнмента для различных сценариев. Не так давно за счет учета действий по смягчению последствий аварий, появилось направление работ по обеспечению целостности корпуса реактора [64]. В этом разделе кратко представлен краткий аналитический обзор исследований в области тяжелых аварий, так или иначе связанные с обоснованием систем контейнмента для реакторов с водой под давлением и их связь с вопросами безопасности населения при тяжелых авариях. Основной акцент делается на исследованиях, направленных на решения новых вопросов, появившихся в результате изменения политики в области безопасности населения и появления новых проектов реакторов.
Тяжелая авария на реакторе с водой под давлением начинается с оголения активной зоны при потере теплоносителя первого контура и отказе некоторых систем безопасности. С этого момента внутрикорпусная стадия аварии определяется теплогидравликой и физико-химическими взаимодействиями. Если действия по управлению аварией были безуспешны, то повышение температуры активной зоны при недостатке охлаждения приводит к бурному окислению циркониевых оболочек, которое происходит с выделением тепла. Тепло передается оболочкам и топливу, скорость разогрева которых за счет этого процесса за счет этого процесса может на порядок превышать скорость разогрева за счет остаточного тепла. Кроме того, образуется большое количество водорода, которое выходит в контейнмент. Сначала происходит плавление конструкционных материалов и регулирующих стержней, затем оболочек твэл, эвтектики оболочек и топлива и самого топлива. Происходит потеря исходной геометрии конструкции, и в изначальных границах активной зоны может образоваться ванна расплава. Далее, расплавленный материал может в виде струи выйти в нижнюю камеру смешения, как это произошло при аварии на TMI-2. Кроме того, активная зона может обрушиться и воздействовать термически и механически на опорную конструкцию. Разрушение опорной плиты или выгородки приводит к прямому контакту кориума с водой. Далее нижняя крышка корпуса реактора подвергается термическому воздействию, после ее разрушения расплав поступает в бетонную шахту, и начинается внекорпусная стадия аварии.
Понимание необходимости точного описания внутрикорпусной стадии аварии появилось не так давно, когда стало ясно, что предположения, заложенные в расчетные модели, определяют состав, количество и скорость поступления кориума в контейнмент, что во многом определяет нагрузки на защитную оболочку. В частности, если характер поступления кориума в контейнмент будет неблагоприятным, то есть приведет к прямому нагреву контейнмента или взрыву водорода, то радиологические последствия такой аварии могут быть весьма тяжелыми. Кроме параметров, характеризующих выход кориума, важными являются следующие параметры: расход и интегральное количество образующегося водорода; время до начала плавления активной зоны; температуры в первом контуре; доля продуктов деления, удерживаемая в первом контуре; испарение продуктов деления с поверхностей в первом контуре; химические формы продуктов деления.
Расчетно-экспериментальные исследования систем пассивного отвода тепла от парогенераторов
Методика проведения эксперимента Экперимент проводится в следующей последовательности:
1. Производится заполнение короба-охладителя, сбросного трубопровода и модели БАОТ химочищенной водой при температуре t=70-90 С.
2. Устанавливается расход воды через систему, соответствующий расходу на один сбросной трубопровод натурного канала СПОТ ГО.
3. Начинается прогрев короба-охладителя насыщенным паром при давлении 0.45-0.5МПа. Условием выхода на рабочий режим контура обогрева считается достижение температуры насыщения греющего пара на входе и выходе из змеевикового нагревателя. Последнее достигается за счет подбора расхода насыщенного пара через змеевиковый нагреватель.
4. Подается расход пара на смеситель, и увеличивая его, изменяют относительную энтальпию на входе в короб-охладитель до нужных значений.
Ведется запись всех параметров опытных данных и визуальное наблюдение за структурой потока через смотровые окна на коробе-охладителе и сбросном трубопроводе. Результаты экспериментов
Эксперименты показали [168], что гидродинамический процесс течения водяного теплоносителя по всем трактам экспериментального канала отличается большой неустойчивостью. Уже с начала процесса разогрева теплоносителя направление течения в сбросном трубопроводе регулярно менялось на противоположное с интервалом в 4 4- 5 секунд. Холодный теплоноситель проникал на достаточно большое расстояние. Об этом свидетельствует возникновение заметного изменения температур по высоте в поперечном сечении сбросного трубопровода, находящемся на расстоянии 13м от БАОТ (рис.3-32). В результате, когда в сбросном трубопроводе возникло течение двухфазного теплоносителя, в баке появились гидроудары. Датчики давления зафиксировали импульсы давления в БАОТ. Это явление особенно отразилось на перепаде давлений по длине сбросного трубопровода (рис.3-33), что неизбежно должно было отразиться и на характере изменения расхода поступающего в БАОТ теплоносителя.
Выводы о возможности проникновения относительно холодного теплоносителя из модели БАОТ в сбросной трубопровод подтверждаются и измерениями температур в сечении сбросного трубопровода, находящегося на расстоянии 2м от БАОТ: в нижней части сечения трубопровода температура теплоносителя существенно отличается от температуры в верхней части (рис. 3-34).
При появлении в сбросном трубопроводе паровой фазы (начиная со 1400 секунды от начала записи) изменяется и характер течения теплоносителя в модели БАОТ, о чем можно судить по характеру поведения температур воды в баке в зоне, близкой к выходу из сбросного трубопровода (рис. 3-35).
Если на расстояниях 50 мм и 75 мм вниз от уровня верха сечения сбросного трубопровода наблюдается естественное повышение температуры жидкости, а на расстоянии 140 мм температура остается практически постоянной, то температура в баке на уровне верха сечения СТ падает, свидетельствуя о появлении опускного течения жидкости у стенки бака.
На рисунках 3-38, 3-40, 3-41 расположение термопар: Т4, Т6, Т7-на расстояниях 75, 120, 140 мм; ТІЇ, Т13, Т14- на расстояниях 75, 120, 140 мм; Т15, Т17, Т18, Т21- на расстояниях 15, 50, 75, 140 мм от верха трубы. Экспериментальные исследования на стенде малой модели сбросного тубопровода и БАОТ
Для исследований физических процессов взаимодействия теплоносителя, поступающего из сбросного трубопровода в емкость (БАОТ), была создана уменьшенная модель системы аварийного охлаждения. Принципиальная схема модели приведена нарис. 3-36.
Экспериментальный канал состоял из моделей сбросного трубопровода и БАОТ. Сбросной трубопровод моделировала горизонтальная труба с внутренним диаметром 40 мм и длиной 1940 мм. Модель БАОТ представляла собой цилиндрический бак с диаметром 600 мм и высотой 950 мм. Трубопровод был присоединен к баку на уровне 375 мм от его низа. На трубопроводе были установлены два иллюминатора: один - в виде круга и второй — протяженной формы. Четыре окна-иллюминатора были сделаны в стенках модели БАОТ.
Экспериментальный канал оснащался датчиками давления и датчиками температуры. Шесть температурных датчиков (хромель-копелевые термопары) были установлены в горизонтальном трубопроводе, один датчик - в баке, моделирующем БАОТ, и один датчик установлен на входе в расходомер, контролирующий режимы подачи пара. Термопары в горизонтальном трубопроводе размещались по две в трех сечениях по его длине, расположенных на расстояниях 120 мм, 940 мм и 1440 мм от места присоединения трубопровода к модели БАОТ. В сечениях трубопровода термопары находились на расстояниях 10 мм и 35 мм от верхних точек сечений.
Эксперименты с малой моделью показали, что при малых расходах пара наблюдается проникновение холодной жидкости из бака в трубопровод фактически на всю его длину. Режимы сопровождались гидроударами, которые появлялись во входном коллекторе трубопровода. Наблюдались значительные вибрации экспериментального канала и колебания расхода. При повышении расхода место появления гидроударов сместилось к выходу из сбросного трубопровода в БАОТ. Проникновение же водяного теплоносителя в сбросной трубопровод отмечалось вплоть до сечения, расположенного на расстоянии 120 мм от бака.
С целью борьбы с проникновением холодного теплоносителя из бака в горизонтальный трубопровод были испытаны различные виды насадок, надеваемые на горизонтальный трубопровод в месте выхода из трубопровода в бак. Предполагалось с помощью насадок увеличить динамический напор поступающего в бак пара (смеси).
При использовании насадки в виде трубки Вентури с проделанными в наиболее узком сечении по периметру насадки восемью отверстиями диаметром 4 мм (рис. 3-37), затекание воды в горизонтальную трубу отмечалось при расходе пара 0.02 кг/с (и ниже), и не отмечалось в опытах с повышенным расходом пара (0.03 кг/с и выше). Изменения температур в выходном сечении горизонтального трубопровода приводятся на рис. 3-339, 3-40, 3-41.
Среди других испытанных насадок следует отметить насадку в виде трубного колена с дырчатым диффузором, представленную в верхней части рис. 3-38. Трубное колено было направлено к днищу бака. Длина вертикального участка вместе с диффузором составляла 230 мм. Внутренний диаметр труб, составляющих трубное колено, был равен 40 мм. Надеваемый на трубное колено дырчатый диффузор имел длину 30 мм. Диаметр наибольшего сечения равнялся 90 мм. На выходе диффузор был перекрыт стенкой, содержащей 37 отверстий диаметром 6 мм.
Программа исследований в обоснование концепции защиты контейнмента АЭС-91/99
Причиной раннего разрушения защитной оболочки АЭС-91/99 с ВВЭР-1000 может стать образование взрывоопасной концентрации водорода в атмосфере контейнмента. Основными источниками водорода в первые сутки аварии являются высокотемпературные реакции окисления паром материалов оболочек топливных стержней и реакторных конструкций. Для управления водородной ситуацией применяется система на основе пассивных каталитических рекомбинаторов водорода. При тяжелых авариях с обесточиванием или отказом спринклернои системы водородная ситуация поддерживается на безопасном уровне за счет естественной инертизации газовой среды паром.
В случае возникновения аварий с работой спринклернои системы предусматривается отключение спринклера оператором. Учитывая, что процессы в контейнменте инерционны, осуществление данной меры по управлению аварией оператор должен начать заранее. При авариях, развивающихся достаточно медленно (напр., малая течь теплоносителя первого контура), планируется выполнение действий оператором по отключению спринклера практически сразу после достижении критериев перехода к мерам по ослаблению последствий тяжелой аварии (температуры теплоносителя на выходе из активной зоны - 400С).
Аварии с большими течами теплоносителя первого контура характеризуются достаточно быстрым развитием и возможностью образования высоких локальных концентраций водорода. В связи с этим для данного класса аварий предусматриваются управляющие действия оператора по отключению спринклернои системы на более ранней стадии аварии по фактору отказа активной части САОЗ.
В проекте АЭС-91/99 с ВВЭР-1000 предусмотрено специальное устройство локализации расплава, выполняющее следующие функции:
исключение взаимодействия расплава с бетоном, образования неконденсирующихся газов, включая горючие;
ограничение выхода продуктов деления;
ограничение выхода тепловой энергии в ЗО за счет аккумулирования энергии кориума и исключения экзотермической реакции с бетоном.
Применение УЛР при тяжелой аварии с обесточиванием позволило обеспечить непревышение до 24 часов расчетного давления в защитной оболочке 0.7 МПа и, соответственно, отказаться от использования системы аварийного сброса среды из ЗО через фильтрационную установку.
В предложенной концепции локализации расплава основным барьером, ограничивающим перемещение кориума, является секционный водоохлаждаемый теплообменник, расположенный в бетонной шахте реактора. При поступлении кориума в устройство удержания расплава отвод тепла осуществляется через стенку теплообменника за счет испарения воды. Полость, ограниченная теплообменником, частично заполнена жертвенным материалом-наполнителем. Жертвенный материал размещен в корзине, чтобы обеспечить непосредственный контакт с поверхностью теплообменника по завершении поступления расплава. В качестве основы жертвенного материала используется эквимолярная комбинация оксидов АЦОз и БегОз, а также конструкционная сталь. Для удержания днища корпуса реактора при его отрыве, защиты теплообменников от падения крупных фрагментов и струи расплава в верхней части предусмотрена прочная железобетонная плита.
Вода в теплообменник и на поверхность кориума подается самотеком из бассейна выдержки отработанного топлива и шахты ревизии по специальным трубопроводам, на которых установлены запорные клапаны. Для управления аварией в соответствии с руководством по управлению авариями оператор открывает клапаны на заполнение теплообменника. После поступления кориума в ловушку по показаниям температурных датчиков оператор открывает клапаны для подачи воды в теплообменник для компенсации выпариваемой воды. Через определенный интервал времени после поступления кориума в УЛР вода подается на расплав путем открытия оператором третьей группы клапанов. Принципиальная схема подачи воды в устройство локализации расплава представлена на Рис. 4-13. Internal » Т napect ion sh Tt
После завершения аварийного периода оператор подключает спринклерную систему для длительного расхолаживания 30, а также систему охлаждения топливного бассейна (выдержки отработанного топлива) для подачи воды в УЛР.
В случае ТА с длительным обесточиванием также предусматриваются дополнительные меры по уменьшению выхода радиоактивных продуктов деления.
Существенным аспектом, выявленным при разработке проектов с PWR и ВВЭР в части управления радиационными последствиями тяжелых аварий для окружающей среды, является «йодная» проблема, связанная со спецификой поведения различных форм йода в топливе, технологических контурах и атмосфере контейнмента при тяжелых авариях.
Проведенные анализы показали, что радиоактивный йод, который практически полностью выходит из A3 на внутрикорпусной фазе аварии, дает значительный вклад в дозовые нагрузки на население при тяжелых авариях; при этом основное внимание должно быть уделено образованию и поведению летучих форм йода в контейнменте и особенно органическим (трудно улавливаемым) соединениям.
В связи с этим в проекте ТАЭС предусмотрены технические меры по снижению скорости образования летучих форм иода. Для этого в ЗО введена система поддержания рН водной фазы в контейнменте 7 в первые сутки аварии. При этих условиях образование 12 минимально, а превращение газообразного І2 в органические формы идет медленно.
Система поддержания рН включает бак с раствором щелочи и трубопроводы подачи раствора с установленными на них запорными клапанами. Подача раствора в контейнмент осуществляется оператором с БЩУ по показаниям технологического или радиационного контроля, указывающим на плавление топлива.
На последующих фазах аварии на энергоблоке уровень рН по-прежнему будет контролируется на уровне не менее 7, что обеспечивается за счет пролива щелочного раствора из баков химических реагентов спринклерной системы. Принятые в проекте технические меры, направленные на подавление образования летучих форм иода, соответствуют европейским требованиям EUR.
