Введение к работе
Объект и тематика исследования
Безопасность при эксплуатации атомных станций - ключевой вопрос современного развития ядерной энергетики. Повышение её уровня в значительной степени связано с совершенствованием систем обеспечения безопасности при нормальных условиях эксплуатации АЭС, а также систем нейтрализации или смягчения последствий аварии, если она произошла. Запроектные аварии с тяжёлыми повреждениями активной зоны водо-водяного реактора (тяжелые аварии, ТА) служат объектом исследования представляемой диссертационной работы. К таким авариям относятся события на АЭС TMI-2, Фукусима и на ЧАЭС-4. Для уменьшения разрушений и локализации источника радиоактивных загрязнений при тяжёлой аварии предусматривается ряд мер, принимаемых в зависимости от развития событий. Разработка мер требует анализа возможных вариантов развития событий - сценариев аварии. Анализ, часть общей процедуры обоснования безопасности АЭС, основан на численном моделировании физических процессов при аварии - это средство исследований в представляемой диссертационной работе.
Среди АЭС, эксплуатируемых и проектируемых в РФ, водо-водяные реакторы составляют большинство. В новых проектах ВВЭР предусматривается ряд новых технических средств управления тяжёлыми авариями, в частности, устройство локализации расплава. Анализ эффективности и оптимизация новых систем безопасности основываются на реалистичных исходных данных по аварийным режимам, которые могут быть получены только численно, путём моделирования аварии расчётными средствами, соответствующими современному уровню знаний. Реалистический подход требует анализа объективно существующих неопределённостей входных данных и чувствительности к ним результатов расчётов. Это подразумевает идентификацию неопределённостей, оценку диапазона вариации входных параметров и анализ их влияния на получаемые численные результаты путём проведения вариантных расчётов. Построение адекватных моделей явлений и алгоритмов для эффективных многовариантных расчётов служит общей тематикой разработок диссертационной работы.
Основной класс рассматриваемых сценариев в анализе безопасности для ВВЭР - это аварии с потерей теплоносителя (LOCA) при отказе части оборудования. Исследования таких аварий ведутся с начала 70-х годов, первоначально - исходя из консервативных оценок, с простыми физическими моделями и расчетными средствами. По мере накопления знаний, понимания ограничений избыточной консервативности и, одновременно, ужесточения требований к обеспечению безопасности АЭС возникла потребность в более совершенных подходах и разработке расчетных средств, кодов улучшенной оценки. Комплексные математические модели происходящих при ТА процессов воплощены в интегральных расчётных кодах, построенных, как правило, по модульному принципу. В нашей стране подобное программное средство улучшенной оценки для моделирования аварийных режимов работы АЭС с ВВЭР было разработано совместными усилиями ряда организаций ГК "Росатом" с ведущим участием ИБРАЭ РАН. Это расчётный код СОКРАТ, который моделирует последовательность событий и состояние систем АЭС, начиная от исходного аварийного события до выхода активности за пределы защитной оболочки АЭС. Важнейшую роль в комплексном численном исследовании тяжёлой аварии играет изучение воздействия расплава активной зоны на конструкции. В случае тяжёлого повреждения активной зоны, когда достигнут предпоследний, четвёртый по современной классификации, уровень эшелонированной защиты АЭС, ставится целью ограничение, с помощью мер по управлению аварией, выбросов радиоактивных продуктов деления (ПД) в окружающую среду. Меры по управлению в значительной степени направлены на поддержание целостности барьеров
безопасности (защитных барьеров) при тепловом, механическом и др. воздействиях. На АЭС с ВВЭР последним барьером для выхода активности в окружающую среду служит защитная оболочка (30) АЭС. Выход расплава активной зоны в пространство защитной оболочки ограничивается корпусом реактора, либо устройством локализации расплава (УЛР). Удержание расплава в корпусе реактора или УЛР (при внешнем охлаждении) позволяет осуществить:
локализацию, стабилизацию, захолаживание расплава;
локализацию ПД, существенно ограничивая их распространение в пространство 30 и выход в окружающую среду.
Взаимодействие расплава с конструкциями реактора и корпусом относится к поздней стадии развития тяжёлой аварии, характеризуемой потерей геометрии зоны и перемещением расплава вниз, в напорную камеру реактора и на корпус. Необходимость анализа этой стадии обусловлена рядом причин, в первую очередь, требованием обоснования целостности корпуса при удержании в нём расплава или определения времени его разрушения при других сценариях. При разрушении корпуса реактора и перемещении расплава в УЛР воздействию подвергается охлаждаемый корпус УЛР. Для обоснования концепции удержания расплава в охлаждаемом корпусе реактора или УЛР состояние расплава и корпуса являются ключевыми вопросами. В случае выхода расплава из корпуса реактора в бетонную шахту состояние системы расплав-бетон также необходимо количественно оценивать для прогнозирования её стабилизации.
Разработка методики моделирования и создание на её основе расчётного средства улучшенной оценки HEFEST для анализа процессов, связанных с воздействием расплава на конструкции, верификация, кросс-верификация с использованием уточняющих CFD-расчётов, применение к задачам обоснования безопасности при ТА составляют основную тематику диссертационной работы. Код HEFEST может применяться как автономно, так и в комплексе с другими модулями или интегральными кодами. Название HEFEST (Highly Efficient Finite Element Solution of Thermal problems) используется также для пакета, состоящего из двух модулей, HEFEST и модуля расчёта термомеханического состояния корпуса реактора HEFEST-M.
Актуальность темы
Тематика диссертационной работы объединяет разработку комплексной методики, моделирования процессов на поздней стадии тяжёлой аварии, создание расчётных средств, реализованных в расчётном коде HEFEST, и его верификацию, а также решение эталонных задач средствами вычислительной гидродинамики и другими для верификации и наполнения более эффективных, но упрощённых моделей HEFESTa.
Общая актуальность темы следует из необходимости проведения расчётного анализа тяжёлых запроектных аварий при обоснования безопасности атомных станций - как при проектировании новых, так и при продлении срока службы действующих.
Актуальность разработок в области численного моделирования поздней стадии аварии и взаимодействия расплава с конструкциями реактора и корпусом определяется причинно-следственной связью анализа поздней стадии с моделированием всего аварийного процесса, включая радиационные последствия. Количественные результаты по моделированию поздней стадии аварии необходимы при разработке и оптимизации функционирования дорогостоящих систем безопасности (УЛР).
Актуальность внедрения новых эффективных численных моделей и методик, осуществлённых в пакете HEFEST, и их комплексного развития обусловлена:
объективно существующими возможностями улучшить точность и согласованность применяемых методов расчётов поздней стадии тяжёлой аварии, в том числе, путём привлечения двумерных и, в отдельных случаях, трёхмерных подходов
необходимостью объединения и систематизации часто разрозненных применений средств уточнённого анализа (многомерные расчёты, термохимия, продукты деления)
непрерывно растущими возможностями ЭВМ, позволяющими проводить эффективные многовариантные расчёты по создаваемым комплексным методикам.
Место и важность осуществлённых разработок в русле ведущихся в мире исследований определяется как самим объектом исследования: безопасность АЭС, подлежащая обоснованию по единообразным нормам во всех странах, так и текущим использованием разработанного кода HEFEST в ряде организаций - при моделировании УЛР и общем анализе безопасности АЭС с ВВЭР.
Цель работы, этапы разработки, методика
Целью работы является создание комплексной методики и расчётного средства, находящихся на современном уровне знаний, для эффективного (быстрого и с контролируемой точностью) решения задачи - количественного анализа взаимодействия расплава с конструкциями АЭС на поздней стадии тяжёлой аварии, после выхода расплава за пределы активной зоны реактора. Такой анализ необходим при обосновании концепций удержания расплава в корпусе реактора, локализации расплава в УЛР, стабилизации расплава в бетонной шахте реактора и прилегающих конструкциях при проплавлений корпуса. Для решения этой общей задачи был создан пакет программ HEFEST (ИБРАЭ РАН), разработка которого проводилась непосредственно автором и при его руководстве. Исследования и разработки относятся к различным аспектам моделирования воздействия расплава, взятым в комплексе: теплофизика, термомеханика, термохимия, численные методы. Решение общей задачи включает следующие основные этапы-задачи.
Разработка физических моделей, их математическая формулировка, алгоритмизация, включение алгоритмов в общую последовательность численного моделирования;
Верификация разработанных моделей, включающая разработку матрицы верификации и проведение проверок расчётных процедур на этих задачах;
Применение разработанных моделей к анализу процессов, происходящих на днище корпуса реактора, в устройстве локализации расплава, в бетонной шахте.
Математические модели физических процессов в расплаве на поздней стадии тяжёлой аварии требуют количественного описания сложных и недостаточно изученных явлений. Эти описания строятся в условиях неполноты экспериментальных данных, пригодных для верификации моделей, при общем требовании вычислительной эффективности численного моделирования. Два последних условия/требования, с одной стороны, существенно упрощают общую задачу - привлечение сложных высокоточных моделей (например, CFD) в интегральный код для расчётов тяжёлых аварий часто является превышением необходимой точности. С другой стороны, для реалистичности моделирования упрощённые подходы должны учитывать все существенные черты явлений (например, неодномерность распределения граничной теплоотдачи расслоённого расплава), и в условиях недостаточности экспериментов уточнённое моделирование привлекается для проверки простых моделей и кросс-верификации. Методически это сводится к работам в двух направлениях, объединённых общей целью:
- Разработка упрощённых подходов, позволяющих обосновать и ввести недостающие звенья описания (например, предположения о перемещении материала при развитии аварии в условиях объективно существующих неопределённостей)
- Привлечение уточнённых подходов для получения части недостающих данных
расчётным путём - это гидродинамические (CFD) модели конвективной теплоотдачи
расплава, модели транспорта и осаждения ПД, выходящих из расплава. На этом пути проведена:
- Верификация CFD моделей по экспериментам. Получение новых зависимостей для
использования в упрощённых подходах HEFESTa. (В частности, для верификации
разработанных упрощенных моделей теплоотдачи расплава в УЛР численно
исследовалась конвекция в цилиндрическом бассейне расплава; были получены
новые зависимости, включенные затем в HEFEST.)
Далее, системное оформление расчётного средства для его использования в моделировании сценариев тяжёлых аварий:
- Создание средств ввода данных и обработки результатов расчётов (интерфейс
пользователя). Создание интерфейсов с РК, моделирующими другие аспекты
аварийного процесса (СОКРАТ), а также интерфейса теплофизического (HEFEST) и
термомеханического (HEFEST-M) модулей.
Для контроля качества результатов, наряду с верификацией кода необходимы:
- Анализ неопределённостей: выявление параметров, существенно влияющих на
результат, создание технологии многовариантных расчётов, средств статистической
обработки множественных результатов. Проведение вариантных расчётов в рамках
моделирования сценариев тяжёлых аварий; сравнительный анализ их результатов.
