Предварительное расчетное обоснование системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора для аэс с ру ввэр-600
| Вид материала | Документы |
- Рефераты №5, 169.37kb.
- Тепловыделяющие элементы ввэр-1000, изготовляемые на ОАО «мсз», 81.15kb.
- Анализ несущей способности опорной конструкции реактора ввэр-440 3 блока кольской аэс, 94.43kb.
- Система охлаждения двигателя автомобиля, 231.89kb.
- П. С. Казновский Показана существенная роль экспериментального определения декрементов, 61.3kb.
- Оценка количества топлива и радиоактивности выброшенных во время аварии из реактора, 76.73kb.
- Эволюция систем внутриреакторного контроля и прогноза параметров реактора на кольской, 166.56kb.
- Внеклассное мероприятие Тема: «Мир вспоминает трагедию в Чернобыле. 25 лет взрыву реактора, 85.36kb.
- Курсовой проект по дисциплине «Холодильные машины и установки» проект распредилительного, 43.46kb.
- Лекция 4 Тема 2 Удержания из заработной платы, 39.27kb.
ПРЕДВАРИТЕЛЬНОЕ Расчетное обоснование системы удержания расплава и охлаждения корпуса реактора для АЭС с РУ ВВЭР-600
Пантюшин С.И., Быков М.А. Мохов В.А.
ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС», г. Подольск
E-mail: Pantyushin@grpress.podolsk.tu
Введение
В 2008 году ОКБ «Гидропресс» совместно с СПбАЭП и РНЦ «Курчатовский институт» начал разработку проекта реакторной установки ВВЭР-600 для энергоблока средней мощности (600 МВт эл.).
За базу для разработки РУ ВВЭР-600 был принят проект ВВЭР-1200, который в настоящее время ОКБ «Гидропресс» разрабатывает для энергоблоков АЭС-2006. Эта РУ разрабатывается на базе референтных решений серийной РУ ВВЭР-1000, работающей на 28 блоках АЭС. Проект ВВЭР-1200 реализуется в настоящее время в России на Ленинградской АЭС (2-я очередь) и Нововоронежской АЭС (2-я очередь) [1].
Разработка РУ ВВЭР-600 (наименование проекта В-498) ведется с использованием многолетнего опыта ОКБ «Гидропресс» в области создания РУ для АЭС, характеризующихся большой мощностью, высокими скоростями и значительными пульсациями потока теплоносителя, длительной работой на максимальной мощности, работой в условиях значительных отклонений водно-химического режима от требуемых параметров.
Повышение эффективности активных и пассивных систем безопасности, а также внедрение системы внешнего охлаждения корпуса при ТА в проекте ВВЭР-600 позволят отказаться от подреакторного устройства удержания расплава (УЛР), без снижения уровня безопасности АЭС.
В докладе обозначены основные направления работ по реализации наружного охлаждения корпуса реактора. Приведены предварительные расчетные анализы возможности удержания расплава при наличии стационарного внешнего охлаждения.
Основные направления работ по реализации удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелой запроектной аварии
В качестве средства управления тяжелой запроектной аварией с плавлением активной зоны в проекте энергоблока с ВВЭР-600 планируется обеспечить удержание расплава активной зоны внутри корпуса реактора. Это позволит отказаться от использования в проекте подреакторного устройства локализации расплава (которое стало обязательным элементом АЭС в последних проектах ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200) и сократить за счет этого капитальные затраты на возведение энергоблока.
На совещании по координации работ в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» (18 февраля 2010 года) были обозначены основные направления по обоснованию и практическому внедрению концепции удержания расплава в корпусе реактора:
1) анализ международного опыта по тематике, реализованного на АЭС «Пакш», «Ловииса» (ВВЭР-440), AP600, AP1000 и APR1400;
2) расчетное теплогидравлическое обоснование:
- адаптация расчетных кодов КОРСАР и СОКРАТ для выполнения анализа тяжелых аварий для ВВЭР-600;
- анализ внутрикорпусной фазы тяжелых аварий, анализ проводится, начиная с исходного события и до выхода расплава за пределы корпуса;
- оценка эффективности мер по управлению тяжелыми авариями;
- анализ возможности охлаждения расплава во внутрикорпускной шахте реактора;
- определение характеристик расплава, анализ поведения расплава в НКР, оценка тепловых нагрузок на корпус реактора;
- анализ возможности отвода тепла от корпуса реактора и, соответственно, от расплава активной зоны;
3) расчетное термомеханическое обоснование. Обоснование механической прочности и геометрической стабильности элементов корпуса при характерных температурах;
4) экспериментальное обоснование и подтверждение адекватности используемых моделей, теоретических и конструкторских предположений, а также экспериментальное обоснование эффективности системы внешнего охлаждения корпуса реактора «СУРОК». Обоснование проводится на основе использования имеющегося опыта и данных по отечественным и зарубежным экспериментам, а также проведения новых исследований на российской экспериментальной базе (ОКБ ГП, НПО «ЛУЧ», РНЦ КИ, МЭИ);
5) разработка требований и условий для конструкторской и технологической разработки системы внешнего охлаждения корпуса реактора;
6) разработка конструкции «Системы Удержания Расплава и Охлаждения Корпуса реактора» («СУРОК»);
7) внедрение системы в проект АЭС с РУ ВВЭР-600;
8) оценка перспектив по внедрению аналогичной системы на АЭС большой мощности.
Реакторная установка ВВЭР-600 (В-498)
Реакторная установка В-498 является составной частью энергоблока электрической мощностью 600 МВт. Основные параметры и характеристики РУ ВВЭР-600 приведены в [1].
Описание расчетного кода и нодализационных схем
В качестве расчетного средства используется Расчетный Код «СОКРАТ». РК СОКРАТ разработан в рамках отраслевой программы и является развитием комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ.РК СОКРАТ является совместной разработкой нескольких российских НИИ (ИБРАЭ РАН, ВНИИЭФ, РНЦ КИ и т.д.).
РК СОКРАТ обеспечивает сопряженное моделирование физических процессов на всех этапах тяжелой аварии РУ ВВЭР как внутрикорпусной, так и внекорпусной с выходом расплава активной зоны в зону локализации аварии. В настоящее время РК СОКРАТ прошел процедуру аттестации в Совете по аттестации программных средств при Ростехнадзоре, что подтверждает способность кода адекватно описывать совокупность процессов и явлений, определяющих протекание тяжелой запроектной аварии в РУ ВВЭР.
Подробные описания моделей и расчетных схем, разработанных для РУ ВВЭР-600 с использованием РК СОКРАТ рассмотрены в [2-4].
Предварительное расчетное теплогидравлическое обоснование
В качестве исходных данных для проведения расчетного обоснования и теплогидравлических анализов используются конструкционные и теплофизические характеристики оборудования РУ, нейтронно-физические характеристики активной зоны. При подготовке исходных данных для расчетов используется подход «реалистичной оценки».
В проекте РУ ВВЭР-600 рассматривается следующая последовательность событий и отказов, приводящая к плавлению активной зоны:
Разрыв полным сечением главного циркуляционного трубопровода Ду850 Отказ всех активных систем безопасности Расхолаживание РУ и отвод остаточных тепловыделений с использованием пассивных систем безопасности Плавление активной зоны и формирование ванны расплава в нижней части корпуса Длительный отвод тепла от корпуса и удержание расплава в корпусе.
Сценарий и анализ протекания аварии до поступления расплава на днище корпуса реактора представлен в [2-3].
После проплавления внутрикорпусной шахты расплав материалов активной зоны попадает на днище корпуса реактора. В результате плавления образуется ванна расплава, которая разделяется на фракции. Тяжелая фракция расплава, состоящая из окислов, образует нижний слой, легкая фракция из расплавленной стали - верхний слой (рисунки 1 и 2). Так как верхний слой обладает высокой теплопроводностью, то температура разогрева корпуса реактора на границе с верхним слоем расплава более высокий, чем на границе с нижним слоем.
Без наружного охлаждения проплавление корпуса реактора происходит на 36,5 ч на уровне 1,9 м от нижней точки корпуса реактора в области легких фракций (расплавленной стали) (рисунки 3 и 4). Масса расплавленных частей корпуса реактора поступает в бетонную шахту вместе с расплавленными материалами активной зоны и ВКУ. К моменту разрушения днища корпуса реактора давление внутри реактора незначительно отличается от давления в защитной оболочке, и равно приблизительно 0,25 МПа, что не превышает предельного давления – 1 МПа, принятого в практике как критерий исключения фрагментации расплава и прямого нагрева контеймента.
В таблице 1 приведен состав расплавленного материала, поступающего из внутрикорпусной шахты реактора на днище корпуса реактора, и состав материала, выходящего за пределы корпуса реактора, в случае отсутствия внешнего охлаждения.
 |  |  |
| Рисунок 1 – Тяжелая фракция расплава, состоящая из топлива и оксида циркония на днище корпуса реактора | Рисунок 2 – Легкая фракция расплава, состоящая из расплавленной стали, проплавляет корпус реактора (через 36,5 ч с начала аварии) | Рисунок 3 – Температуры на днище корпуса реактора в момент проплавления стенки корпуса реактора (К) |
Таким образом, показано, что на процессы осушения, разогрева и плавления активной зоны, перемещение материала в НКР, плавление днища шахты реактора и вплоть до формирования на днище корпуса реактора бассейна расплава требуется дополнительно 9 часов, т.е. взаимодействие расплава кориума со стенкой корпуса реактора начинается через 33 часа. За это время уровень остаточных тепловыделений понижается, что облегчает задачу внутрикорпусного удержания расплава.
Таблица 1 – Состав расплавленного материала на разных стадиях тяжелой аварии
| Материал | Поступление из внутрикорпусной шахты на днище корпуса реактора, кг | Поступление материала за пределы корпуса реактора в бетонную шахту, кг |
| Топливо (UO2) | 82000 | 78000 |
| Сталь | 20000 | 79000 |
| Цирконий (Zr) | 8000 | 3000 |
| Оксид циркония (ZrO2) | 29000 | 21000 |
| Другие | 1000 | – |
| Общая масса | 138000 | 181000 |
Реализация наружного охлаждения корпуса реактора
Для реализации наружного охлаждения корпуса реактора в настоящее время предложено осуществлять внешний отвод тепла с помощью воды, собираемой в боксе ПГ (при рассматриваемой аварии из трубопроводов первого контура происходит выброс большого количества воды). В анализе принято, что вода осуществляет непрерывный теплосъем. Температура воды снаружи корпуса реактора принималась равной 373…393 K, что cоответствует температуре насыщения при давлении 0,2 МПа.
Используемые значения критического теплового потока, рассчитаны для конкретной геометрии корпуса реактора ВВЭР-600 (вариант со 163 ТВС). Максимальные значения теплового потока составляют 1,128 МВт/м2 для угловой координаты 1,571 рад и для аксиальной координаты 1,301…2,001 мм отсчитываемой от нижней точки корпуса реактора.
Далее определены и описаны характерные этапы процесса удержания расплава. Данный процесс в расчете начинается с формирования квазиравновесного бассейна расплава в стратифицированном состоянии на днище корпуса реактора.
 |  |
| Рисунок 4 – Тепловой поток от легкой фракции (расплавленная сталь) (МВт/м2) через 33 часа после начала аварии | Рисунок 5 – Жидкая фаза на этапе подплавления корпуса реактора (40 часов с момента начала аварии) |
На начальном этапе удержания двухслойный расплав (рисунки 1 и 2), локализованный в корпусе, имеет следующие характеристики:
- высокую энтальпию металлического слоя;
- большие перетечки тепла из основной области тепловыделения в оксидном слое вверх через поверхность раздела в металлический слой без теплового сопротивления границы;
- большие потоки тепла через корпус реактора в области металлического слоя (рисунок 4).
При этом плотность теплового потока на поверхности корпуса реактора в районе металлического слоя быстро возрастает и его локальное максимальное значение составляет 0,5 МВт/м2 (в среднем значения лежат в интервале 0,1…0,4 МВт/м2) на интервале аксиальной координаты 1,5…2,0 м. В результате подплавления корпуса остаточная толщина корпуса в 4,1 см оказывается достаточной для сброса максимального теплового потока, и дальнейшее развитие процесса идет с постепенным уменьшением температуры металлического слоя. Остывание металлического расплава сопровождается появлением застывшей корки металла на стенке и, как показывает расчет, постепенному переходу всего процесса на следующую, существенно более длительную стадию. Через 40 часов (рисунок 5) остаточная толщина корпуса в 4,1 см будет распространяться на 50…60 % днища корпуса реактора.
На последующей стадии удержания расплава имеет место преимущественный разогрев оксидного слоя, материалы которого дополнительно нагреваются до температур порядка 3000 K. В результате плотность теплового потока к стенке из оксидного слоя возрастает, что приводит к небольшому подплавлению стенки корпуса в высотном районе от 0,9 до 1,2 метра. Процесс подплавления носит существенно более слабый и сглаженный характер ввиду достаточно толстой корки из застывшего, плохо проводящего тепло оксидного материала. Максимальная остаточная толщина стенки корпуса в области образующей корпуса реактора составляет 14…15 см по сравнению с 4,1 см в области оксидного слоя расплава.
После достижения указанной минимальной толщины стенки оксидный слой расплава также начинает остывать. Данная стадия характеризуется более быстрым остыванием металлического слоя с заметными радиальным и аксиальным градиентами температур. Скорость остывания оксидной фазы существенно ниже ввиду генерации в нем остаточных тепловыделений и может составлять десятки часов.
В дальнейшем расплав застывает в зоне оксидов (оксиды урана и циркония), тепловой поток в этой области будет снижаться со временем, в соответствии со снижением уровня остаточных энерговыделения в топливе, а также с учетом уноса продуктов деления. В легкой фракции – расплавленной стали тепловыделения как такового уже нет, и тепловой поток практически отсутствует. В таблице 2 приведены максимальные (локальные) тепловые потоки в ходе рассмотрения удержания расплава в корпусе реактора.
Таблица 2 – Максимальные тепловые потоки на стенку корпуса реактора
| Время, с (ч) | Максимальный тепловой поток (МВт/м2) | Область м.т.п., аксиальная координата |
| 120000 (33) | 0,50 | Легкие фракции (расплавленная сталь) 1,5…2,0 м |
| 145000 (40) | 0,31 | Стык легких и тяжелых фракций 0,9…1,3 м |
| 180000 (50) | 0,25 | Тяжелые фракции (оксиды урана и циркония) 0,7…1,1 м |
| 270000 (75) | 0,21 | Тяжелые фракции (оксиды урана и циркония) 0,7…1,1 м |
Превышение максимального значения теплового потока не наблюдается, что показывает принципиальную возможность длительного отвода тепла от внешней стенки корпуса реактора.
Заключение
В докладе представлены предварительные направления работ по удержанию расплава в корпусе реактора при тяжелых авариях на АЭС с РУ ВВЭР-600 (В-498) и предварительные результаты теплогидравлической расчетной оценки возможности удержания расплава активной зоны в корпусе реактора ВВЭР-600.
В работах [2-3] проведен анализ определяющей тяжелой запроектной аварии. Пассивные системы безопасности СПЗАЗ и СПОТ позволяют продлить благоприятный период аварии (не превышение максимального проектного предела – 1200 оС) до 25,5 часов. Далее происходит разогрев и деградация активной зоны. Расплавленные материалы попадают в НКР, где далее происходит процесс деградации и разрушения внутрикорпусной шахты реактора, и в итоге выход расплава на днище корпуса реактора.
В докладе приведен анализ, при котором расплавленные материалы проплавляют днище корпуса реактора и выходят в бетонную шахту реактора (всего около 180 т). Далее представлены варианты с наружным охлаждением корпуса реактора. Для принятых при расчетном теплогидравлическом моделировании допущениях показано, что при условии внешнего охлаждения корпуса реактора теплоносителем – водой (температура 100…120 С и давление 0,2 МПа) разрушение корпуса реактора не происходит. Минимальная остаточная толщина стенки корпуса реактора составляет 4,1 см. Максимальный тепловой поток 0,50 МВт/м2 через 33 часа после начала аварии, и далее со временем снижается.
Представленная в докладе работа по теплогидравлическому обоснованию возможности удержания расплава в корпусе реактора позволяет в дальнейшем развить ее в рамках НИОКР. Результатом НИОКР будет разработка, расчетное и экспериментальное обоснование «Системы Удержания Расплава и Охлаждения Корпуса реактора» для РУ ВВЭР-600.
Экономическим эффектом использования результатов НИОКР и разработки системы внешнего охлаждения корпуса реактора будет возможность сократить капитальные затраты на возведение энергоблока, за счет отказа от использования в проекте подреакторного устройства локализации расплава (которое стало обязательным элементом АЭС в последних проектах ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200).
Список литературы
1 Доклад Директора – генерального конструктора ОАО ОКБ «Гидропресс» С.Б. Рыжова «Энергоблок с реакторной установкой ВВЭР-600. Основные технические решения». Совместное заседании НТС № 1 Госкорпорации «Росатом» и НТС «Концерна Энергоатом» по теме: «Основные технико-экономические показатели вариантов энергоблоков АЭС мощностью 500…600 МВт (эл.), выполненных по различным технологиям». – М., 2009.
2 Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С. Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий // Сборник трудов Отраслевой научно-практической конференции «Молодежь ЯТЦ: наука, производство, экологическая безопасность», ФГУП «ГХК». Железногорск, Красноярский край, 2009.
3 Пантюшин С.И., Быков М.А., Мохов В.А. Оценка тепловых нагрузок и условий удержания расплава в корпусе реактора при тяжелых аварий на РУ ВВЭР-600 // Сборник трудов 12-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2010.
4 Пантюшин С.И., Сорокин Ю.С. Анализ поведения кориума в напорной камере реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР // Сборник трудов 10-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Подольск, 2008.