Содержание к диссертации
Введение
1. Обзор экспериментальных исследовании по проблеме кориума 14
2. Создание экспериментальных установок для исследования 71
2.1.Выбор метода нагрева и способа удержания расплава 71
2.2 Экспериментальные установки серии «Расплав» 74
2.3 Система экспериментальных измерений и особенности высокотемпературных измерений при исследовании процессов в расплаве 77
2.4 Погрешности экспериментальных измерении 87
2.5 Крупномасштабная экспериментальная установка 88
3. Экспериментальные исследования в обоснование концепции удержания расплава в корпусе реактора 91
3.1 Взаимодействие расплава окисленного кориума со сталью корпуса реактора 91
3.2 Модель коррозии корпусной стали при взаимодействии с расплавом окисленного кориума 124
3.3 Взаимодействие неокисленного кориума со сталью корпуса реактора 134
3.4 Взаимодействие оксидного расплава с металлическим и структура ванны кориума 152
3.5 Заключение по удержанию расплава в корпусе реактора 193
3.6 Процессы при подаче воды на поверхность расплава 194
4. Исследование процессов внекорпусной фазы аварии и концепция локализации кориума в ловушке тигельного типа 219
4.1 Экспериментальное исследование взаимодействия расплава кориума с бетонами шахты реактора АЭС 219
4.2 Исследование взаимодействия расплава кориума с oi неупорами 223
4.3 Жертвенные материалы как основной элемент концепции УЛР 245
4.4 Исследование взаимодействия оксидного ЖМ с оксидной и металлической составляющими расплава кориума 266
5. Исследование выхода продуктов деления из расплава кориума 318
5.1 Исследования по проекту FPMP 318
5.2 Исследования по проекту LPP 351
5.3 Валидация моделей, описывающих выход ПД из топливного расплава 359
5.4 Снижение выхода аэрозолей и РПД при удержании расплава в УЛР тигельною типа 399
6. Исследование свойств и фазовых диаграмм кориума 407
Заключение 424
Список использованных источников
- Система экспериментальных измерений и особенности высокотемпературных измерений при исследовании процессов в расплаве
- Модель коррозии корпусной стали при взаимодействии с расплавом окисленного кориума
- Исследование взаимодействия расплава кориума с oi неупорами
- Валидация моделей, описывающих выход ПД из топливного расплава
Введение к работе
АКТУАЛЬНОСТЬ ПРОБЛЕМЫ. Обеспечение безопасности АЭС по мере развития ядерной энергетики во все большей степени базируется, на принципах глубоко эшелонированной защиты /1/. Допускается, что, несмотря на все принятые превентивные проектные меры, включая системы безопасности, авария может произойти в результате технических отказов и/или ошибок персонала. Совокупность технологических систем и систем безопасности образует сложную разветвленную многоуровневую иерархическую структуру с высокой степенью функционального и энергетического дублирования. Обоснование безопасности выполняется на принципах системного подхода с использованием методологии вероятностного анализа, который впервые был применен к анализу безопасности АЭС в докладе Расмуссеиа комиссии NRC в США /2/ и в работе /3/ в Германии, Вероятностный анализ безопасности является существенным дополнением к детерминистскому анализу различных аварийных сценариев, который позволяет прогнозировать ход развития аварийных процессов и последствия аварии.
Исторически в практике проектирования АЭС и обоснования безопасности принято условно разделять общую совокупность возможных аварийных ситуаций на ироекшые, для предотвращения развития которых имеются штатные средства, обеспечивающие непревышение проектных критериев, и запроектные (тяжелые аварии), которые могут привести к существенному повреждению активной зоны вплоть до ее плавления /4Л Защита от тяжелой аварии осуществляется на последних двух уровнях общей совокупности глубокоэшелогшрованных защитных мероприятий с целью:
- управления тяжелой аварией, предотвращения ее развития и смягчения послед
ствий (уровень 4);
- смягчения радиационных последствий аварийного выброса (уровень 5).
Современная стратегия управления тяжелыми авариями в соответствии с об
щими рекомендациями МАГАТЭ /5/ и требованиями надзорных органов (Госатом
надзора России) предусматривает следующие основные целевые функции;
- Снижение вероятности реализации тяжелой аварии (тяжелого повреждения ак
тивной зоны) до уровня ниже порогового. Для действующих АЭС эта величина
составляет 10' -І0"4 (реактор * лет)"1, для современных - 10" -10" (реактор *
лет)"1, а для проектируемых АЭС нового поколения - 10'МО"7 (реактор лет)'*
(см. рис 1 /6/). Имеются концептуальные проекты АЭС, для которых деклари
руются меньшие значения вероятности тяжелой аварии, например, газоохяаж-
даемые реакторы или реакторы с жидкометаллическим теплоносителем нового
поколения, но эти значения нуждаются в уточнении, которое может быть про
ведено лишь в будущем - после завершения проектных работ и накопления
опыта эксплуатации.
Д-ОІЇБ-ЄЄЮ7
Рис. 1: Динамика изменения уровня безопасности АЭС
- Снижение вероятности выхода радиоактивных продуктов деления за пределы
герметичной оболочки {контеймента) до уровня ниже порогового.
В упрощенном виде эти целевые функции могут быть представлены кратко следующим образом. Главной задачей является не допустить плавление (тяжелое повреждение) активной зоны, а в случае, если это произойдет, - локализовать и захолодить кориум, содержащий основное количество долгоживущих продуктов деления, надежно изолирован его в пределах герметичной оболочки реакторного здания. Проблема локализации кориума, на решение которой направлена настоящая работа, имеет ключевое значение для сохранения последнего инженерного барьера на пути распространения радиоактивных продуктов и поэтому актуальность исследований в этом направлении не вызывает сомнений.
Как инструмент анализа для системного проектирования и разработки организационно-технических мероприятий на случай тяжелой аварии используется набор компьютерных кодов. Основными задачами, которые решают с применением расчетных кодов, в том числе современных кодов улучшенной оценки, являются /7/:
- определение представительных (базовых) сценариев, которые выбирают в ка
честве основы для проектирования систем безопасности;
прогноз развития выбранных сценариев, определение эффективности систем безопасности, расчет условий протекания аварии и работы оборудования, определение временных характеристик аварийной последовательности для разработки концепции управления аварией и подготовки персонала, расчет радиационных последствий аварии;
обоснование безопасности для последующего лицензирования АЭС.
В соответствии с функциональным назначением и архитектурой применяемые д;ія описания тяжелой аварии коды могут быть условно разделены на четыре типа:
Интегральные коды, которые обобщенно описывают поведение основных систем АЭС. Эти коды обычно являются совокупностью подпрограмм (программных блоков), интегрально описывающих определяющие физические процессы при тяжелой аварии с помощью хорошо сбалансированной комбинации детализированных и простых параметрических моделей. Поскольку интегральные коды, в основном, предназначены для определения базовых аварийных сценариев, то есть используются на 2 (3) уровнях вероятностного анализа безопасности /S/, для возможности расчета широкого спектра аварийных последовательностей требуется высокая скорость счета, что достигается параллельно оптимизацией/упрощением расчетной процедуры и наращиванием вычислительной мощности. Примерами интегральных кодов являются американские коды МААР4 /9/, MELCOR /10/ и европейский код ASTEC /Ї1/.
Механистические коды, детально описывающие процессы в корпусе реактора и в 1 контуре. В отличие от интегральных эти коды описывают с максимальным приближением основные процессы и могут быть отнесены к кодам улучшенной оценки, если неопределенности расчетных моделей сопоставимы с погрешностями экспериментальных данных, по которым эти коды верифицированы. К числу реакторных кодов улучшенной оценки можно отнести ATHLET-CD /12/, 1CARE/CATHARE /33/, SCDAP/RELAP5 /14/, РАТЕГ-СВЕЧА-ГЕФЕСТ/І5Л
Контейнментные механистические коды, которые моделируют тепломассообмен, гидро- и термодинамику среды в герметичной оболочке контейн-мента^ а также различные аспекты поведения аэрозолей, йода и водорода, СО-COSYS /16/, GASFLOW /17/, COM3D/18/, КУПОЛ-М /19/.
* Специализированные коды, описывающие отдельные процессы, важные при анализе безопасности, например» паровые взрывы MC3D /20/, VAPEX-P, VAPEX-D /21/, свободную конвекцию кориума на днище корпуса реактора D1NCOR /22/, КОСТЕР /23/, CONV2D, CONV3D /24/, растекание кориума CORFLOW /25/, взаимодействие кориума с бетоном WECHSL /26/, COSACO /27/, РАСПЛАВ/28А выход продуктов деления из расплава RELOS /29/, распространение радиоактивного аэрозольного выброса в атмосфере ПРОГНОЗ/30/ и др.
Большинство из указанных кодов на той или иной стадии моделируют процессы с участием расплава активной зоны — кориума - смеси топливного расплава с конструкционными материалами активной зоны, органов регулирования и ВКУ на внутрикор-пусной фазе аварии, или еще более сложных смесей кориума с различными конструкционными и строительными материалами за пределами корпуса реактора. Моделирование развития тяжелой аварии относится к задачам высшей сложности, которая может быть сформулирована как задача нестационарного тепло-массообмена с химическими реакциями в неравновесной системе с тремя агрегатными состояниями вещества и изменяющейся топологией.
Разработчики, пользователи тяжелоаварийных кодов и проектировщики АЭС при разработке мероприятий по локализации кориума сталкиваются с комплексом проблем, среди которых можно выделить следующие:
понимание и описание высокотемпературных теплофизических и физико-химических процессов в широком диапазоне изменения параметров (прежде всего, температуры и состава сред),
выявление эффектов, которые являются ключевыми для адекватного прогноза развития аварии,
получение данных но физико-химическим свойствам высокотемпературных расплавов,
оценка неопределенностей расчетных моделей,
валидация и верификация расчегных программ.
Прогресс в решении указанных проблем может быть достигнут только на основе систематических экспериментальных исследований, при реализации которых также возникают значительные трудности.
Очевидно, что проведение экспериментов в натурных условиях невозможно. Отметим, что даже результаты детальных исследований послеаварийного состояния реакторов АЭС TMI-2 /31/ и ЧАЭС-4 /32/ имеют ограниченное применение вследствие особенностей развития этих аварий и конструкций реакторов. Поэтому большинсгво экспериментов проводят во внереакторных условиях в уменьшенном масштабе, и для применения полученных результатов требуется тщательный анализ и экстраполяция данных, что зачастую являємся нетривиальной задачей. При невозможности применения в полном объеме теории подобия /33, 34/ вследствие комплексности и многообразия процессов при тяжелой аварии возрастает роль сравнительного анализа и приближенных оценок.
Перечислим главные технические и технологические проблемы при проведении экспериментальных исследований. Это проблема приготовления и удержания высокотемпературного радиоакгивного и химически аїрессивного расплава кориума, состав и свойства которого изменяются в широком диапазоне; необходимость физического моделирования внутреннего энерговыделения в расплаве от продуктов деления (ПД); технологические сложности, связанные с требованием к вариации состава атмосферы над расплавом (нейтральная, воздушная, паровая); необходимость манипу-
лирования с расплавом (перегрев, отбор проб, выпуск расплава) и, наконец, методические, инструментальные и матер иаловедческие проблемы обеспечения высокотемпературных измерений. Указанные обстоятельства объясняют, с одной стороны, немногочисленность (зачастую уникальность) выполненных в этой области экспериментальных исследований, а с другой стороны, обуславливают высокую актуальность работ в этом направлении. Несмотря на то, что экспериментальными исследованиями по тяжелым авариям в мире занимаются уже более 20 лет, имеется ограниченное число экспериментальных данных по кориуму и процессам его взаимодействия с различными материалами, которые необходимы для разработки замыкающих зависимостей в математических моделях, а также для валидации и верификации расчетных кодов. При этом большинство опытов выполнено на имитаторах кориума (расплавы металлов, солей и термитные смеси), значительно отличающихся от кориума по свойствам, а в экспериментах с урансодержащим кориумом, выполненных в США, Франции, Германии, Японии, состав кориума, конструкционных материалов и условия экспериментов соответствуют конструкциям, материалам АЭС и концепциям управления тяжелой аварией, присущим конкретным проектам АЭС этих стран. Поэтому в ряде случаев использование количественных результатов этих исследований для обоснования и разработки проектов российских АЭС ограничено.
Актуальность экспериментальных исследований в России по проблеме локализации кориума возросла в конце 80-х годов в связи с реализацией концепции удержания расплава в корпусе реактора в проекте ВВЭР-640 и еще более увеличилась в конце 90-х годов в связи с предпринятыми рядом организаций МИНАТОМА РФ проектными изысканиями, направленными па увеличение безопасности АЭС нового поколения и, в частности, с работами по созданию устройства локализации расплава кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР-1000 /35/. С этого времени при активном научно-техническом сотрудничестве с ведущими научными и проектно-конегрукторскими организациями: РНЦ «Курчатовский институт» (Москва), 1"НЦ ФЭИ (Обнинск), ИБРАЭ РАН (Москва), ФГУП СПб «Атомэнергопроект» (С.-Петербург), «Атомэнергопроект» (Москва), ОКБ «Гидропресс» (Подольск), ПКФ «Росэнергоатом» (Москва) и др. начались практическая разработка концептуальных положений, технических решений и проведение поддерживающего их комплекса ЫИОКР.
ЦЕЛЬ РАБОТЫ. Целью работы является обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР при тяжелой аварии с плавлением активной зоны и образованием ванны расплава, достигаемое локализацией и захолаживанием кориума в пределах первого контура или коптейпмеита.
/^ля реализации этой пели в работе рептались следующие задачи:
сравнительный анализ существующих и перспекгивных концепций локализации расплава кориума,
выявление доминирующих высокотемпературных процессов, определяющих поведение расплава при тяжелой аварии и эффективность систем безопасности.
получение, анализ и обобщение экспериментальных данных, необходимых для разработки математических моделей, верификации расчетных кодов и обоснования безопасности,
анализ влияния исследуемых процессов на условия локализации расплава,
разработка моделей высокотемпературных процессов и их верификация,
исследование свойств расплавов и фазовых диаграмм кориума,
разработка предложений по концепции локализации расплава кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР и по расчетно-экспернментальному обоснованию проект-но-технологаческой реализации указанной концепции,
НАУЧНАЯ НОВИЗНА, Соискателем впервые в практике экспериментального исследования процессов при тяжелой аварии:
разработана и реализована технология индукционной высокочастотной плавки кориума широкого диапазона составов в холодном тигле, позволяющая существенно расширить экспериментальные возможности,
исследован широкий спектр процессов взаимодействия расплава ярототипного уране одер жащего кориума с конструкционными и жертвенными материалами в окислительной аімосфере,
определены особенности коррозии охлаждаемой корпусной стали при ее взаимодействии с окисленным кориумом по механизму окисления ее компонент,
определены особенности коррозии корпусной стали при взаимодействии с не-окисленным кориумом по эвтектическому механизму с образованием легкоплавкой металлоподобной системы Fe~U-Zr-0,
выявлено определяющее влияние оксидов железа на пропитку и кинетику абляции диоксидциркониевых огнеупоров*прн взаимодействии с расплавом кориума,
исследован процесс кипения воды на поверхности расплава кориума и стали и показано, что при условиях выполненных экспериментов взаимодействие расплава с водой не приводит к паровому взрыву,
экспериментально выявлен крайне важный для локализации кориума в корпусе реактора и в УЛР процесс экстракции урана, циркония и некоторых продуктов деле-ния расплавом стали из расплава неокнеленного кориума, при определенных условиях сопровождающийся гравитационной инверсией расслоенных оксидной и металлической жидкостей, т.е. изменением структуры вшшы расплава,
экспериментально показано определяющее влияние кислородного потенциала расплава на характеристики процессов взаимодействия кориума со сталью, ЖМ, строительными бетонами и на скорость испарения оксидов урана и некоторых продуктов деления с поверхности расплава,
экспериментально продемонстрировано и теоретически обосновано, что введением в расплав кориума стабильных изотопов стронция можно уменьшить испарение соответствующих радиоактивных изотопов,
уточнены фазовые диаграммы систем UOj-FeO и Zr02-FeO и получены данные по температурам солидус/ликвидус для многокомпонентных составов кориума,
экспериментально обнаружено наличие купола расслаивания в жидкой фазе в некоторых оксидных системах на основе кориума, в том числе в некоторых прото-типных многокомпонентных системах,
на основе модельных представлений о взаимодействии кориума с окидными материалами, сформулированных в работе функциональных требований и анализа свойств индивидуальных оксидов разработан новый класс оксидных материалов -жертвенные материалы для устройства локализации расплава (УЛР) кориума,
определен автокаталитический характер взаимодействия расплава неокислен-ного кориума и расплава стали, содержащей цирконий, с используемым для АЭС с ВВЭР-1000 жертвенным материалом на основе оксидов железа (III) и алюминия (по типу жидкофазного горения).
Приоритет на разработанный жертвенный материал, указанный выше способ ограничения выхода из расплава значимых на поздней стадии аварии продуктов деления, конструкцию УЛР, а также метод исследования комплекса теплофизических свойств на основе технологии ИПХТ защищен патентами РФ и в ряде стран.
ЗАЩИЩАЕМЫЕ ПОЛОЖЕНИЯ. Автор защищает:
Оригинальную технологию плавки урансодержащего кориума методом индукционного высокочастотного нагрева расплава в холодном тигле, основные технические решения и параметры созданных на основе этой технологии экспериментальных установок серии «Расплав», методики исследования высокотемпературных про* цессов и комплекс высокотемпературных измерений в условиях индукционных печей.
Новые эффекты в расплаве кориума, важные для обоснования и повышения безопасности АЭС.
Экспериментальные данные, характеризующие:
взаимодействие расплава кориума с материалами, используемыми в российских АЭС, и перспективными материалами для АЭС нового поколения:
условия теплообмена при подаче воды на поверхность расплава;
выходы продуктов деления SrO? BaO, La203, Се02 и оксидов урана из расплава;
распределение продуктов деления между оксидной и металлической фазами в субокисленном металлоокисидном расплаве;
фазовые диаграммы кориума и отдельные свойства расплава (плотность, электропроводность и излучательную способность);
перераспределение U, Zr и гравитационную инверсию в системе с ограниченной взаимной растворимостью двух жидкостей: расплав субокисленного кориума и расплав стали.
4 Модели, описывающие взаимодействие расплава кориума с огнеупором, сталью корпуса и жертвенным материалом УЛР.
5. Отдельные элементы концепции локализации кориума в подреакторном пространстве АЭС с ВВЭР-1000 в Китае и Индии, а также проектных и технологических решений УЛР.
6. Новый функциональный материал - жертвенный материал (ЖМ) для управления процессами в топливном расплаве при тяжелой аварии и оптимизации условий локализации кориума. Оптимальный состав ЖМ для условий удержания расплава в УЛРАЭСсВВЭР-1000.
ПРАКТИЧЕСКАЯ ЗНАЧИМОСТЬ И РЕАЛИЗАЦИЯ РЕЗУЛЬТАТОВ. На основе полученных автором результатов исследования высокотемпературных процессов в расплаве кориума решен ряд важных прикладных задач, в частности:
Расчетные методики, разработанные для описания процессов взаимодействия расплава кориума со сталью корпуса реактора и ловушки расплава, с огнеупорным бетоном, с расплавом стали, с водой на поверхности расплава и с жертвенным материалом ловушки, использованы при анализе тяжелых аварий, обосновании безопасности АЭС и проектировании устройства локализации расплава.
Дополнены полученными экспериментальными результатами российские и европейские базы данных по фазовым диаграммам систем на основе кориума и по выходу продуктов деления из расплава.
Диоксидциркониевый бетон и диоксидциркониевая керамика, исследованные в работе, внедрены в качестве защитного материала ловушки в проект европейского реактора EPR.
Предложенные в работе элементы концепции управления тяжелой аварией, проектных и технологических решений, разработанный жертвенный материал использованы при проектировании и сооружении АЭС с ВВЭР-1000 в Китае (ТАЭС) и в Индии (КАЭС).
Результаты экспериментальных исследований использованы при обосновании удержания расплава в корпусе реактора для АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-440.
На основе технологического и методического опыта эксплуатации серии экспериментальных установок среднего масштаба спроектирована и сооружается крупномасштабная установка с массой кориума в тигле до 100 кг.
СТЕПЕНЬ ОБОСНОВАННОСТИ И ДОСТОВЕРНОСТИ НАУЧНЫХ ПОЛОЖЕНИЙ.
Обоснованность научных положений, выводов и рекомендаций, сформулированных в диссертации, основана на широком проведении экспериментальных исследований с реакторными материалами при условиях, характерных для тяжелой аварии АЭС с ВВЭР, использовании новых экспериментальных методик, современных методов физико-химического посттест анализа и поддерживающих расчетных исследований. Достоверность полученных экспериментальных результатов обуславливается применением в исследованиях разработанных под руководством и при участии автора метрологически аттестованных методик, автоматизированных приборных и измерительных комплексов /36/, выполненным анализом погрешностей измерений, системным подходом к планированию эксперимента /37/ и подтверждается сравнительным анализом с данными других авторов.
Достоверность и обоснованность полученных результатов, использованных при обосновании безопасности АЭС нового поколения с ВВЭР-1000, прошла проверку надзорных органов Г АН РФ и МАГАТЭ /38/.
ФАКТИЧЕСКАЯ ОСНОВА РАБОТЫ И МЕТОДЫ ИССЛЕДОВАНИЙ. Фактическую основу работы составили результаты экспериментальных исследований, проведенных автором в 1987-2003 гг. сначала в ВО ВНИПИЭТ, а затем в НИТИ им. АЛ. Александрова согласно ежегодным отраслевым планам НИР и ОКР Министерства РФ по атомной энергии, по договорным НИОКР, а также по международным фантам, программам и проектам. В работе использованы результаты более 70 серий экспериментов с расплавами прототипного урансодержащего кориума. Твердые продукты опытов исследовались методами рентгенофлуоресцентного анализа, электронной и оптической микроскопии и рентгеноспектрального микроанализа, порошковой ди-фрактометрии, атомно-абсорбционной спектроскопии, гамма - спектрометрии, масс -спектрометрии с искровым источником и с индуктивно связанной плазмой. Газовые продукты взаимодействия исследовались методами газовой хроматографии и масс -спектрометрии. Аэрозольные частицы - импакционным методом, оптической и электронной микроскопией, гамма - спектрометрией и методом малоуглового рассеяния света.
ЛИЧНЫЙ ВКЛАД АВТОРА. Автор руководил и принимал непосредственное участие во всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации:
инициировал не проводимые в то время в СССР экспериментальные исследования по изучению расплава прототипного кориума, сформулировал задачи и программу исследований, требования к экспериментальным установкам;
предложил применение технологи индукционной плавки оксидов в холодном тигле для физического моделирования ванны расплава кориума с внутренним энерго» выделеним, отладил основные элементы технологии на модельных системах и затем на кориуме различного состава;
руководил и принимал участие в проектировании и сооружении экспериментальных установок;
разрабатывал и реализовывал методологию экспериментальных исследований, высокотемпературных измерений и пост-тест анализа;
-руководил и участвовал в проведении, обработке и обобщении результатов экспериментальных исследований, подготовке и верификации моделей исследуемых процессов;
-разрабатывал предложения по формированию научно-концептуальных положений по локализации кориума, схемным и аппаратурно-технологическим решениям для реализации этих положений, а также разрабатывал перспективные материалы с особыми свойствами;
- участвовал в обосновании принятых концепций, проектировании систем лока
лизации и их внедрении в проектах АЭС с ВВЭР-640 и ВВЭР-1000.
СТРУКТУРА И ОБЪЕМ РАБОТЫ. Диссертация состоит из введения, 6 глав, заключения, имеет общий объем 432 страниц, содержит 140 таблиц, 228 рисунков. Список использованных источников включает 413 наименований.
БЛАГОДАРНОСТИ, Автор выражает благодарность научному консультанту д.т.н., профессору В.Б. Хабенскому, к.т.й. Грановскому B.C. и д.х.н., члену-корреспонденту РАН В.В. Гусарову за постоянное внимание, советы и помощь в работе над диссертацией, а также к.ф.м.н. И.В. Кулагину, д.т.н., профТО.Б, Петрову, д.т.н., проф. ЮЛ. Удалову за ценные практические рекомендации, В разное время и на разных этапах в работе под руководством автора принимали участие, С.А. Витоль, Е.В. Крушинов, к.т.н. Д.Б. Лопух, Е.К. Каляго, к.т.н. А.Ю. Печенков, В.Г. Близнюк, к.х.н. Т.Ю. Котова, Н.Е. Каменский, к.т.нЛВ. Позняк, И.В. Ловыгин, В.Р. Булыгин, А.П. Мартынов, В.В. Мартынов, С.А. Смирнов, В.И. Альмяшев, к.т.н. А.А. Сулацкий, которым автор благодарен за помощь и творческий вклад в работу. Автор признателен коллегам из НИТИ: к.х.н. А.А. Ефимову, С.Н. Некрестьянову, к.т.н. Ю.Н. Ани-скевичу и Г.С. Кирину, из РНЦ КИ: д.т.н., профессору В.Г. Асмолову, к.т.н. НИ Ки-силеву, к.х.н. Ю.Г. Дегальцеву, из ИБРАЭ: д.т.н. В.Ф. Стрижову, к.т.н. А.А, Кисиле-
ву, из ОИВТ РАН: д.х.н., проф. Пахомову Е.П., из СПб АЭП: к.т.н. И.В. Кухтевичу, д.т.н. В.В. Безлепкину, к.т.н. С, А. Светлову, в дискуссиях с которыми происходила апробация многих идей и результатов. Содействие выполнению работы также оказывали оперативные службы Ленинградского специализированного комбината "Радон" (директор - К.Х.Н. Якушев М.Ф.), где размещены экспериментальные установки и лаборатории.
Система экспериментальных измерений и особенности высокотемпературных измерений при исследовании процессов в расплаве
Первый уровень СЭИ установки включает в себя набор различных датчиков для электротехнических и теплотехнических измерений, см. следующий раздел, Табл. 2-5. К ним относятся средства измерения напряжения, силы тока, частоты, мощности, температуры, расхода, давления, уровня, радиоактивности, концентрации кислорода в газе. Точки установки датчиков указаны на принципиальной технологической схеме Рис. 2-4. Датчики подключены к МССД, которая обеспечивает измерение электрических аналоговых сигналов в соответствии с Табл. 2-4, а также ввод измерительной информации по цифровым каналам связи от приборов ультразвуковой диагностики (УЗД) и других удаленных приборов.
Система обеспечивает опрос всех датчиков с частотой до 20 Гц и прием измерительной информации по цифровым каналам связи в соответствии с частотой обновления информации на приборах, а также поддерживает режим разночастотного опроса датчиков. Приведенная погрешность преобразования аналоговых сигналов не более 0,3 % без учета собственной погрешности датчиков.
Структура и функционирование СЭИ является двухуровневой системой с централизованным выполнением информационных функций, структурная схема СЭИ приведена на Рис. 2-5 (а). В состав нижнего уровня СЭИ входят: - программно-технические средства (ПТС) сбора и первичной обработки измерительной информации от датчиков технологического оборудования; - ПТС связи с верхним уровнем.
В соответствии с режимами работы стенда информационно-измерительная система обеспечивает следующие режимы функционирования: - информационная поддержка экспериментатора при проведении эксперимента; - обработка информации после проведения эксперимента; - информационная поддержка эксплуатационного персонала во время подготовки эксперимента.
При осуществлении информационной поддержки работы экспериментатора во время проведения эксперимента СЭИ реализует следующие функции: - опрос датчиков экспериментальных параметров; - предварительную обработку измерительной информации; - подготовку измерительной информации для передачи на верхний уровень; - сбор измерительной информации от ПТС нижнего уровня; - обработку и сохранение экспериментальных данных; - представление информации; - уставочный контроль состояния параметров; - связь между ПТС и СЭИ.
Представление измерительной информации осуществляется на 2 дисплеях рабочего места экспериментатора и 1 дисплее рабочего места оператора УЗД.
При обработке информации после проведения эксперимента обеспечивается доступ к экспериментальной информации, а также обработка этой информации и представление результатов обработки в необходимом для экспериментатора виде.
Пример видеокадра контроля состояния оборудования СЭИ приведен на Рис. 2-5 (б). На видеокадре представлена укрупненная передняя панель контроллера нижнего уровня. Для примера представлен индикатор неисправности измерительного канала, изменяющий цвет на красный при сбое в канале КО модуля Ml. При помощи манипулятора «мышь» можно выбрать модуль с неисправным каналом и перейти к видеокадру, детально описывающему измерительный канал. Информационно-измерительная система является открытой для дальнейшей модернизации и расширения/191/.
При проведении пуско-наладочных работ системы осуществлена проверка функционирования ИИС-Р и обеспечения заданных показателей в соответствии с требованиями.
По результатам пусконаладочных работ определено, что информационно-измерительная система соответствует требованиям технического задания и может использоваться для проведения экспериментов на стенде «Расплав-2». Ппгг -чтпггмгнтятора
Параллельно с работами по реконструкции измерительного комплекса и отладке программного обеспечения проводилась ревизия и частичная замена на более современные и точные измерительных датчиков, в том числе: - средств измерения расхода, - температурных датчиков, - средств измерения химического состава газа, - средств пирометрии, сопряженных с устройством визуализации, - устройств для калориметрии тепловых потоков. Высокотемпературные измерения
Одной из сложных технических проблем при работе с высокотемпературными расплавами, решение которой в значительной степени определяет успех эксперимента и представительность полученных данных, является проблема качества высокотемпературных измерений, прежде всего измерения температуры расплава.
Для измерения контактным методом в экспериментах используются термоэлектрические преобразователи (в дальнейшем термопары) следующих типов: о ХА - для измерения температур до 1300 С, W/Re (5/20 %Re и 5/26%Re) для измерения температур до 2500. К достоинству термопар следует отнести их высокую точность, но применение их ограничено стойкостью в расплаве. Наиболее высоких измеренных температур О о
до 2500 С в инертной среде и до 2000 С в окислительной среде удалось добиться применением W/Re термопар с изолированным горячим спаем в W чехлах с изоляцией термоэлектродных проводов из оксида бериллия. Поскольку время жизни термопары в расплаве ограничено, большие шансы на успех имеют измерения с кратковременным погружением термопары на необходимую глубину. При этом, об успешном измерении свидетельствует выход показаний термопары на плато до ее разрушения (см. Рис. 2-6), после чего термопару извлекают из расплава для предотвращения его загрязнения материалом чехла.
Модель коррозии корпусной стали при взаимодействии с расплавом окисленного кориума
Механизм коррозии стали при взаимодействии с оксидным урансодержащим кориумом в общем виде подчиняется известным закономерностям, изученным в условиях низкотемпературной коррозии. Однако, особенности химического и фазового состава контактирующих сред, различный кислородный потенциал системы, а также наличие градиента температур в зоне контакта стали с кориумом оказывают определяющее влияние на процесс коррозии корпусной стали, существенно усложняя его описание.
Рассмотрим коррозию корпусной стали, взаимодействующей с расплавом урансодержащего оксидного кориума, при воздушной или нейтральной атмосфере над поверхностью расплава.
Пусть при заданной температуре поверхности стали на границе взаимодействия устанавливается стационарный тепловой поток, т.е. имеет место равенство тепловых потоков, подводимого от расплава кориума к корпусной стали и отводимого от стали к системе охлаждения.
В начальный момент взаимодействия на границе сталь - расплав кориума образуется гарнисажная корка за счет кристаллизации тугоплавких оксидов кориума, толщина которой при определенных значениях температуры поверхности стали и температуры ликвидус оксидной системы зависит от величины установившегося теплового потока. Таким образом, коррозия стали при взаимодействии с расплавом оксидного кориума происходит в начальный момент на границе стали с твердой коркой из тугоплавких оксидов.
В исследуемой реакционной системе, в общем случае, контактируют фазы, находящиеся в трех агрегатных состояниях при различной температуре и с различным кислородным потенциалом. В связи с высокой диффузионной подвижностью кислорода в газе и расплаве (вследствие конвективного перемешивания расплава) можно полагать, что химический потенциал кислорода в газообразной и жидкой средах выравнивается достаточно быстро по сравнению с выравниванием химического потенциала кислорода в твердых телах. В связи с этим можно считать, что кристаллизация оксидных фаз из кориума на поверхности стали при ее контакте с кориумом происходит при химическом потенциале кислорода, равном или близком к его значению в газообразной фазе.
После кристаллизации оксидов на поверхности стали стартуют окислительно-восстановительные процессы, определяемые разностью значений химического потенциала кислорода в расплаве и на границе контакта оксидной фазы кориума и поверхности стали, приводящие к окислению стали и образованию пленки монооксида железа.
Образование пленки из оксида железа на поверхности стали происходит вследствие следующих окислительно-восстановительных реакций a) при воздушной атмосфере над расплавом U308=3U02+02 (3.1) 02+4е-202_ (3.2) Fe-2e-Fe2+ (3.3) Fe2V-Fe3+ (3.4) b) при инертной атмосфере над расплавом U02.x-U02_x_z+z/202 (3.5) 02+4e = 2G2 (3.6) Fe-2e" = Fe2+ (3.7)
Появление оксидной пленки состава FebxO приводит к формированию диффузионного барьера. Так как окисная пленка состоит из Fei_xO, т.е. фазы на основе вюстита, обладающего при высоких температурах значительной электронной проводимостью /226/, диффузия положительных ионов может быть скомпенсирована не столько диффузией ионов противоположного знака, но преимущественно переносом электронов (дырок). Поэтому массоперенос в окисной пленке определяется скоростью массопереноса иона, обладающего наибольшим коэффициентом диффузии. В монооксиде железа таким ионом является Fe2+ /227/. При наличии существенного диффузионного сопротивления переносу кислорода в зону реакции лимитирующим может оказаться и данный процесс. Таким образом, скорость образования оксидной пленки на поверхности стали определяется не только скоростью окислительно-восстановительных процессов на границе, но и скоростью диффузии ионов железа через слой монооксида железа или скоростью переноса кислорода в зону протекания окислительно-восстановительных реакций (3.1-3.2) и (3.5-3.6), т.е. к границе монооксидного слоя железа.
Рассмотрим, какой из этих процессов может ограничивать скорость. Перенос кислорода через гарнисажный слой, по-видимому, может лимитировать скорость окисления стали /226, 228/ только в том случае, когда этот слой является достаточно плотным. В рассматриваемом случае данный слой пористый и содержит достаточно большое количество оксида железа. Кроме того, имеются еще два фактора, влияющих на скорость транспорта кислорода к границе монооксида железа. Во-первых, при высоком кислородном потенциале системы при температуре в оксидной корке 1000-1300С монооксид железа переходит в Fe304 или Fe203, которые являются диффузионным барьером для переноса кислорода /227/. Во-вторых, в широком диапазоне кислородного потенциала системы U02-Zr02-Fe304 температура эвтектики составляет около 1350С /229/, что приводит к появлению жидкого слоя между твердыми слоями на основе пленки монооксида железа и тугоплавких компонентов кориума. Отметим, что характер микроструктуры образца в рассматриваемом случае подтверждает наличие жидкой фазы, обогащенной оксидом железа, на границе контакта кориума и слоя оксида железа, образовавшегося вследствие коррозии стали. Наличие жидкого (жидко-твердого) слоя в области контакта монооксида железа с кориумом может приводить к повышению скорости подвода кислорода в зону окислительно-восстановительной реакции.
В связи с вышеизложенным следует, что наиболее вероятным диффузионным барьером при окислении стали в данном случае будет слой монооксида железа, а процессом, лимитирующим скорость реакции,- массоперенос ионов железа через слойРеі„хО.
Другим процессом, который может влиять на скорость окисления стали является окисление углерода, входящего в состав стали. Процесс окисления углерода может протекать при относительно большом кислородном потенциале системы. Межзеренный массоперенос углерода становится достаточно быстрым только при переходе межзеренных фаз в жидкоподобное состояние /230/, который по оценкам /231/ происходит при температуре от 1000С до 1100С. Еще раз отметим, что при низком кислородном потенциале системы и соответственно при малой степени нестехиометрии монооксида железа массоперенос кислорода в зону взаимодействия ограничен, и реакция окисления углерода термодинамически затруднена.
Исследование взаимодействия расплава кориума с oi неупорами
Методика проведения опытов Формирование ванны расплава во всех экспериментах проводили в защитной среде Аг для уменьшения окисления компонентов расплава металла до подачи воды. Время формирования начальной ванны расплава составляло 30 - 80 минут. В экспериментах СМТ - 1,2,3,4 глубина начальной ванны расплава составляла 40 ± 2 мм? а масса - около 1400 г. Такая глубина ванны обеспечивала наиболее оптимальные условия энерговьтделения в расплаве металла.
Опыты проводили в следующей последовательности: 1 После монтажа печи осуществляли продувку печного пространства аргоном. 2 Проводили стартовый нагрев и формирование ванны металлического расплава в течение 30 - 45 минут. 3 Устанавливали требуемую температуру расплава. 4 Очищали поверхность расплава металла от шлака. 5 Подавали воду на расплав металла с измерением исследуемых характеристик. Фиксировали наличие выбросов или возгораний. 6 Собирали до 90% шлака с поверхности расплава для химического анализа. 7 Поднимали температуру расплава форсированием мощности генератора. 8 Повторяли операции по п. 5, 6 и 7, по возможности, еще два раза. В некоторых опытах это было возможно только один раз. 9 Выключали индукционный нагрев. Обрабатывали пробы для химических анализов и составления массового баланса плавки. Удельную (на единицу поверхности расплава) скорость генерации водорода по результатам анализа проб хроматографическим методом рассчитывали по выражению; V„(t) = Wr-CH(t).pHi- (3.41) 208 где: Vn(t) - выход водорода в момент t отбора пробы, мг/см2-мин, CH(t) - концентрация водорода в пробе, объемные доли, Wr - расход газа через пипетки, л/мин,
Рг - давление газа в пипетке, Р0 - давление при нормальных условиях, атм, Т - температура газа в пипетке, Т0 - температура при нормальных условиях, К, рТ - плотность водорода при нормальных условиях, мг/л, S - площадь поверхности металла, контактирующая с водой, см2. Расход через пипетки определяли по формуле: Wr=Wpfi if (3.42) где: Wp - расход парогазового потока по ротаметру, л/мин, Рд - атмосферное давление, атм рЕ - плотность воздуха при нормальных условиях, мг/л, Рг= РБ О - Сн) + Рн Сн - плотность газа при нормальных условиях, мг/л, рассчитанная по аддитивному закону, Сн - концентрация водорода в газовой смеси, объемные доли, Tj - температура при градуировке, К. В экспериментах варьировали: - Температуру поверхности металла перед подачей воды в диапазоне 1500-2000С - Время взаимодействия от 0 до 120 с - Состав расплава - сталь, сталь +5% Zr, сталь +10% Zr.
В одном опыте проводили две или три подачи воды на расплав металла. Процесс испарения воды записывали видеокамерой. Фиксировали время подачи воды на поверхность расплава, время частичного испарения воды (50 % зеркала расплава покрыто водой) и время полного испарения воды. После полного испарения воды с поверхности расплава удаляли шлак и увеличивали температуру расплава, повторяя все операции, связанные с подачей воды и проведением измерений. После окончания эксперимента печь разбирали, извлекали из нее слиток металла и подводили массовый баланс по материалам, используемым в опыте. Слиток, пробы металла, шлака и парогазовой фазы отправляли на химический и фазовый анализ.
Результаты экспериментов СМТ - 1. СМТ - 2 и СМТ - 3
Первая серия экспериментов СМТ - 1,2,3 проведена для определения зависимости характеристик взаимодействия расплава стали 12Х18Н9Т с водой от температуры расплава. Эксперименты СМТ - 4 СМТ - 6
Эксперименты СМТ - 4, 6 проводили с целью построения зависимости характеристик взаимодействия в диапазоне температур расплава 1600 - 1940 С с содержанием в металлическом сплаве, соответственно, 5 и 10 % Zr. Опыты 209 проведены на установке «TTY-M2» с источником питания мощностью 60 кВт и частотой тока 66 кГц. Эксперимент СМТ - 5
В эксперименте СМ Г - 5 исследовали характеристики взаимодействия расплава оксидов железа с водой на установке «ЭТУ-М2». Д:ш приближения условий эксперимента к реальным условиям тяжелой аварки была сформирована двухслойная ванна раешшпа, которая представляла собой слои расплава РеОЯч расположенный па расплаве стали Ст. 3. Предполагается, что основная часть энергии улектромшшшшго поля выделялась в расплаве металла. Температуру поверхности расплава измеряли пирометром Спекхрояйр , а для измерения тешюр&туры внутри расплава использовали W/Re термопару. Рис. 3-70: Внешний вид слитка в СМТ -- (і На Рис, 3-70 и Рис, 3-71 шказашл соответственно внешний пид слитка и внешний вид тигля до и после плавки (после разборки пени и извлечения слитка) из опыта СМТ -6,
Валидация моделей, описывающих выход ПД из топливного расплава
Составление массового баланса было связано с определенными трудностями- В экспериментах была использована довольно большая масса мелкодисперсных порошков исходной шихты (—1,5 кг), а процедура проведения эксперимента требовала вскрытия печи для замены стартовой пробоотборной системы на рабочую, отбора проб расплава и для введения в печь шахты пирометра для более точного измерения температуры расплава.
Дебаланс, т. е. разница между массой исходных материалов шихты и материалов, собранных после экспериментов, составил от 1,1 до 3,6 % (Табл. 5-5).
Источниками дебаланса являются: - аэрозоли и шихта, улетевшие в режиме старта и формирования ванны расплава до подключения системы пробоотбора и при разгерметизации печи для измерения температуры расплава через шахту пирометра; - потери при удалении влаги, содержащейся в исходных материалах (перед экспериментами D и Е шихтовые материалы прокаливали). Так, в эксперименте А потери при удалении влаги составили -10 г; - изменение отношения кислорода к сумме металлов в расплаве кориума. Потери за счет улетучивания кислорода в результате перехода Fe203 в Fe304 составили в эксперименте FFMP-A -14 г, в экспериментах D и Е -12 13 г.
Из данных массового баланса были определены поправочные коэффициенты для расчета скоростей выхода оксидов урана и продуктов деления. Применение в последних экспериментах подогрева трубопроводов до температуры газового потока, химической полировки их внутренних поверхностей и применение электромеханических вибраторов позволило сократить количество отложений в газоходах и уменьшило, тем самым, отношение потерь к количеству аэрозолей, собранных на фильтрах. Выход аэрозолей
Данные по скорости испарения расплава кориума с учетом и без учета транспортных потерь аэрозолей в экспериментах А, В, С, D и Е представлены на Рис. 5-3. Результаты опытов обобщены в Табл. 5-1. В этой таблице для большинства стационарных состояний расплава данные по АФА и фильтрам большой площади близкими скорость испарения определена по навескам с фильтров большой площади F5 F7 с учетом потерь аэрозолей в линиях. В первой фазе (60 92 мин) опыта Вив последней фазе (205-=-311 мин) опыта С, как видно из Рис. 5-3: массовая концентрация аэрозолей значительно изменялась во времени. В первом случае это произошло, по-видимому, из-за уменьшения отложений аэрозолей на стенки линий в процессе нагрева стенок потоком газа. Во втором - скорость испарения увеличилась в результате изменения кислородного потенциала после переключения печи на продувку с азота на воздух. В этих условиях значение скорости испарения расплава Vsat определено по графикам (Рис. 5-3).
Следует отметить, что после изменения среды над расплавом в опыте С переходный процесс до установления нового равновесия имел длительность не менее 100 мин (Рис. 5-3).
При проведении опыта FPMP-B, который характеризуется максимальной концентрацией аэрозолей над расплавом, визуально обнаружили на внутренней поверхности холодного тигля, на расстоянии нескольких миллиметров от поверхности расплава, рост аэрозольных образований, по форме напоминающих дендриты. При достижений некоторого характерного размера эти образования отламывались от стенки и падали обратно в расплав. Этот процесс, который, вероятно, мог происходить и в других опытах, но замечен не был, обуславливает некоторую систематическую ошибку результатов по скорости испарения (в действительности скорость испарения выше).
Результаты по скорости испарения в последней фазе опыта В (118 137 мин), после уменьшения расхода азота через печь мы считаем непредставительными, т. к, после снижения расхода началось зарастание линий аэрозольными отложениями и, по-видимому, фильтрация потока через эти отложения.
Холостые пробы (расплав в тигле предварительно был закристаллизован) в опыте D (237-=-270 мин, Рис, 5-3) дают представление о влиянии на точность методики определения скорости испарения срыва аэрозолей со стенок труб. Погрешность составляет ±35 мг/(см2час) для условий опыта D (менее - 9 %).
Из рисунка видно, что для большинства результатов настоящей работы, если не принимать во внимание результаты эксперимента А и 1 точку из эксперимента С? зависимость может быть описана уравнением:
