Содержание к диссертации
Введение
1 Современное состояние проблем и целесообразность развития методов их решения 15
1.1 Интегральные коды - инструмент современных методов анализа 15
1.2 Проблемы, связанные с разгерметизацией труб тк и истечением теплоносителя в кладку реактора 16
1.3 Проблема разрушения реактора («тяжелая» авария) 23
1.4 Процессы в здании аэс при «тяжелой» аварии с разрушением реактора 24
1.5 Концепция интегральных кодов 28
2 Код UJSTACK КЦТК для анализа процессов в кладке реактора типа рбмк в случае малых течей 33
2.1 Методология расчётного анализа 33
2.1.1 Расчётная модель газового тракта реактора, включающая в себя контур КЦТК 33
2.1.2Принципы моделирования 34
2.1.3Блочная схема модели 34
2.1.4 Центральный расчетный блок модели КЦТК- аварийная колонна . 34
2.1.5Расчетная ячейка - 81 колонна 36
2.1.бОстальная часть кладки (вся кладка, кроме ячейки КЦТК- 81 колонна) 41
2.1.7Реализация граничных условий в процессе исполнения интегрального кода... 43
2.2 Структура кода и внутренняя организация его работы 44
2.2.1 Функциональная диаграмма кода. 44
2.2.2 Основной исполняемый раздел 45
2.3 Эксплуатация кода 47
2.3.1 Формирование объекта и постановка задачи средствами графической оболочки 47
2.3.2Этап основного расчета 50
2.3.3Выходные информационные потоки. 51
2.4 Результаты демонстрационных расчетов 51
2.4.1 Стационарное состояние 51
2.4.2 Малая течь (в стабилизированном режиме G-0.002 кг/с) 55
2.4.3Средняя течь (в стабилизированном режиме G=0.2 кг/с) 59
2.4.4Сравнительный анализ систем КЦТК Курск-5 иЛАЭС 60
2.5 ВЫВОДЫ 63
3 Код U stack для анализа тепло-гидравлических процессов и решение задач механики структур в кладке реактора при разрыве труб давления 64
3.1 Физико-математические модели 64
3.1.1 Формализация сценария аварии 64
3.1.2Механика 66
3.1.3 Тепло-гидравлика 82
3.2 Описаниекода 87
3.2.1 Внутренний интерфейс 87
3.2.2Графический интерфейс 88
3.2.3Внешний интерфейс 88
3.3 Результаты отладочных расчетов 89
3.3.1 Авария на 3-м блоке ЛАЭС 24 марта 1992 89
3.3.2Экспергшенты на стендах ТКР (ЭНИЦ) 92
3.4 Выводы 97
4 Реактор ЭГП-6 билибинской аэс. анализ «тяжелой» аварии с разрушением конструкций реактора 98
4.1 Описание технической проблемы 100
4.2 Средства моделирования 102
4.3 Результаты моделирования "реперной" аварии 104
4.4 Оценка послеаварийной ситуации 108
4.5 Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии 109
4.6 Выводы 111
5 Процессы в здании аэс и его системах при авариях типа loca. перенос активности в системе помещений здания 112
5.1 Постановка проблемы эксплуатирующей организацией 112
5.2 Здание аэс и его системы 114
5.3 Аварийные процессы, порождающие распространение радиоактивного вещества 115
5.4 Инструменты численного моделирования 117
5.4.1 Две основные проблемы моделирования 117
5.4.2Код n-RELAP 117
5.4.3Особенности процессов распространения радиоактивности в здании и анализа этих процессов 119
5.4.4Одиночный импульсный ввод радиоактивного вещества возмущения 120
5.4.5Метод и код балансной оценки распространения радиоактивных веществ в здании АЭС и в его системах 122
5.5 Результаты численного моделирования 134
5.5.1 Сценарий аварии. 134
5.5.2Анализ результатов 135
5.6 Выводы 140
6 Выводы по результатам работы 141
Список использованной литературы
- Проблема разрушения реактора («тяжелая» авария)
- Центральный расчетный блок модели КЦТК- аварийная колонна
- Формализация сценария аварии
- Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии
Введение к работе
Данная работа посвящена решению проблем обоснования безопасности реакторных установок АЭС, преимущественно РУ РБМК и РУ ЭГП-6, т.е. АЭС с реакторами канального водографитового типа. Для реакторов этого типа, в сравнении с реакторными установками корпусного бакового типа (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600), характерны:
повышенная гетерогенность конструкции активной зоны, заключающаяся в наличии большого числа типов разнообразных элементов, выполненных из разнородных конструкционных материалов и большого количества этих элементов;
- наличие значительного числа гидравлических систем, часть трактов которых проходит непосредственно через активную зону. Указанные элементы конструкции и системы при нормальной эксплуатации, переходных режимах и при развитии аварийной ситуации находятся в сложном взаимодействии, характеризующемся взаимосвязанными нейтронно-физическими, тепло-гидравлическими, механико-структурными и термохимическими процессами. Адекватная оценка ядерной, технической, радиационной безопасности таких объектов может быть обоснована только при использовании совместного решения перечисленных взаимосвязанных задач.
Существующая практика расчетного моделирования обеспечила создание высокоэффективных кодов высокой или приемлемой точности, обеспечивающих решение отдельных проблем обоснования безопасности. На современном этапе развития и применения расчетных методов на первый план выдвигаются задачи создания интегральных компьютерных кодов на основе существующих с разработкой необходимых дополнительных компьютерных кодов, обеспечивающих комплексное решение. Технология верифицировалась на коде DYN3D+RELAP5MOD3.2 [39].
Актуальность работы обусловлена возрастающими требованиями к качественной адекватности и численной точности расчетного моделирования переходных и аварийных процессов для реально-сложных моделей объектов ядерной энергетики, включающих ядерные реакторы с набором технических систем безопасности и систем, важных для безопасности.
Цель работы
разработка физико-математических моделей процессов, происходящих в активной зоне канального водографитового реактора типа РБМК и ЭГП-6 в условиях аварий с истечением высокопотенциального теплоносителя первого контура в кладку реактора,
создание инструмента расчетного моделирования (интегрального компьютерного кода U_STACK), обеспечивающего совместное решение задач тепло-гидравлики и механики структур применительно к процессам в кладке реактора и в реакторных системах, связанных с реакторным пространством.
Для достижения указанных целей были поставлены и решены следующие основные задачи:
разработка тепло-гидравлических моделей тракта ТК от раздаточного группового коллектора до барабан-сепаратора, включая связь с реакторным пространством в случае разгерметизации трубы ТК, течения и теплообмена в пространстве зазоров кладки реактора, течения и теплообмена в системах СЛА, СЗРП, КЦТК, в дренажных системах РУ;
разработка моделей механики структур: деформирование и разрушение трубы и блоков аварийной колонны, поступательные, вращательные движения графитовых блоков, прогиб труб ТК, СУЗ, КОХЛ;
разработка алгоритмов и процедур численного совместного решения задач движения блоков и прогибов труб в пределах всей кладки реактора;
разработка универсального интегрального компьютерного кода U_STACK для решения задач динамики параметров процессов тепло-гидравлики и механики структур при авариях с истечением высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора;
разработка графической оболочки кода U_STACK, обеспечивающей
формирование баз данных описания объектов исследования,
управление сценарием аварии и потоками данных;
6. выполнение расчетных исследований аварийных процессов с
последующим анализом результатов, проверка удовлетворения
критериям приемлемости с целью выработки рекомендаций, касающихся
модификаций конструкций, параметров эксплуатационных уставок,
аварийных и послеаварийных мероприятий.
Объектами исследования являются ЯЭУ преимущественно канального водографитового типа (ЭГП-6, РБМК-1000 первого и второго поколения, реактор РБМК-1000 блока №5 повышенной безопасности Курской АЭС), стенды ТКР (ЭНИЦ ВНИИАЭС), здания и системы Билибинской АЭС.
Предмет исследования - тепло-гидравлические процессы, процессы механики структур, перенос активности в условиях проектных и запроектных аварий.
Информационная база исследования включает проектную документацию и данные по эксплуатации российских АС.
Методологической и теоретической основой исследования являются: 1. теория неравновесных тепло-гидравлических процессов течения и теплообмена многофазных, многокомпонентных сред (газо- паро-
жидкостной поток, переносящий взвешенные твердые частицы) в областях с деформируемой геометрией проточных частей; 2. теоретическая механика - динамика систем твердых тел.
Научная новизна диссертационной работы:
создана интегральная модель кладки канального реактора в целом, обеспечивающая численное моделирование процессов течения паро-газо-жидкостной смеси в изначально заполненном инертным газом пространстве зазоров кладки с геометрией, изменяющейся соответственно параметрам смеси;
установлены качественные особенности и характерные масштабы параметров аварийных процессов в кладке РБМК в случае одиночного разрыва трубы ТК.
Практическая ценность
Выполнена оценка параметров нагружения труб, определяющих возможность индуцированных вторичных повреждений труб, соседних с аварийным ТК. Не выявлено таких сценариев аварии, при которых наиболее напряженное состояние труб характеризовалось бы недостаточным запасом до механического разрушения.
В результате создания компьютерного кода U_STACK осуществлена возможность широкомасштабных расчетных исследований аварий с истечением теплоносителя в кладку.
Обеспечена возможность анализа малых течей, включая оценку координат аварийного ТК и совершенствования диагностических систем КЦТК.
Установлен масштаб предельных разрушений для реактора типа ЭГП-6 в случае «тяжелой» аварии с наиболее неблагоприятными последствиями.
Оценен масштаб динамических параметров радиационной обстановки в здании Билибинской АЭС в условиях «тяжелой» аварии.
Работа проводилась в сотрудничестве с Генеральным конструктором РУ РБМК (НИКИЭТ), Главным конструктором РУ ЭГП-6 (ОКБ «Ижорские заводы»), непосредственно с руководством АЭС (Курская, Билибинская). Выполнялись работы в соответствии с хозяйственными договорами, целями которых были разработка и усовершенствование компьютерного кода U_STACK, его применение для решения практических задач:
договор №8422/8202 между ГНЦ РФ ФЭИ и ОЦРК по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Создание тепло-гидравлического компьютерного кода U_STACK для расчета процессов механики и тепло-гидравлики кладки водографитовых реакторов»;
договор №8172/8214 между ГНЦ РФФЭИ и НИКИЭТ «Модернизация компьютерного кода для анализа процессов тепло-гидравлики и механики перемещений кладки РБМК при разрывах ТК»;
договор №8249/8646 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Код U_STACK для решения проблем механики структур и тепло-гиравлики графитовой кладки типа РБМК»;
«Расчётный анализ возможности развития множественного разрыва ТК в активной зоне реактора КуАЭС-5 при реализации аварийных сценариев с разрывом топливного канала с помощью комплексного кода U_STACK»;
договор № 869-03/2307 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ «Доработка комплексного кода U_STACK и анализ результатов верификационных расчётов для подготовки отчёта о верификации и обосновании программного средства»;
TACIS PROJECT R2.03/97 «Software Development for Accident Analysis for VVER and RBMK Reactors». Part B: Development of a code system for severe accident analysis in RBMK reactors. 2.6 Thermal mechanical modeling of
11 damages inflicted to pressure tubes and to graphite bricks, (committed code:
U_STACK);
- договор №99/41/332 между ГНЦ РФ ФЭИ и Билибинской АЭС «Расчет
радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях
главного корпуса БилАЭС».
Личный вклад автора
разработка методов расчета течения кладки реактора и решения задач механики структур для оценки перемещений, силовой обстановки кладки графитовых реакторов в условиях аварии с разрывами труб ТК;
разработка методов, алгоритмов и SOFT-разделов интегральных кодов «U_STACK» «МЕХАНИКА», «АКТИВНОСТЬ»;
разработка графической оболочки универсального кода U_STACK;
численное моделирование и анализ состояний и аварийных процессов реакторов РБМК, ЭГП-6.
На защиту выносится
системная постановка проблем анализа аварийных процессов, связанных с
разрывами труб первого контура с истечением теплоносителя в кладку
водографитового реактора, включающая:
определение достаточного набора систем и конструкций реактора и учитываемых связей между этими объектами;
набор физических явлений и параметров, существенных для анализируемых процессов и целей анализа;
сценарные требования, обеспечивающие необходимый уровень однозначности постановки задач.
использованные физико-математические модели описания процессов и
связей между объектами:
-динамика зависимых поступательных движений с индивидуальным вращением множества графитовых блоков кладки, взаимодействующих между собой и с трубами реактора при определяющем воздействии переменного давления среды в зазорах между блоками; -расчет прогиба колонны графитовых блоков с центральной металлической трубой, дистанционируемой с помощью концевых графитовых трубок с условием соблюдения гарантированного зазора, обеспечивающего относительно свободное поперечное смещение каждого графитового блока в направлении, перпендикулярном оси трубы; -применение тепло-гидравлических методов кода RELAP5/mod3.2 для описания нестационарных неравновесных течений газо- паро- водяных потоков в гидравлически связанной системе плоских и кольцевых зазоров в графитовой кладке реактора и в системе помещений здания АЭС;
- модель переноса распадающихся радиоактивных веществ от источника
до конечных накопителей (тупиковые емкости, атмосфера) через системы
(газовая, дренажная и вентиляционная) и помещения здания.
универсальный интегральный компьютерный код U_STACK с развитой графической оболочкой в качестве инструмента анализа, реализующий постановку проблемы и физико-математические методы описания, указанные в предыдущих пунктах,
результаты исследований:
- выявление основных закономерностей динамики механических и тепло-
гидравлических параметров процессов в кладке для диапазона от малых
течей до возможных предельно больших;
-оценка масштабов разрушения реакторной установки ЭГП-6 и строительных конструкций Билибинской АЭС для случая реактивностной аварии с предполагаемыми наиболее тяжелыми последствиями; -оценка динамики массо-переноса, включая перенос радиоактивных веществ по помещениям здания и системам Билибинской АЭС в случае
тяжелой аварии с разрушением конструкций удерживающих барьеров
реактора;
- оценка эффективности системы КЦТК пятого блока Курской АЭС в
сравнении с системами КЦТК РБМК 1-го и 2-го поколений.
Апробация работы
Результаты работы были представлены на международных конференциях:
Третий международный информационный форум. Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. - Обнинск 1998 - 240/98,
Пятый международный информационный форум. Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР - Обнинск 2003 - S.15,
Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва 2004-23,24.
Опубликованы: статья в журнале Атомная Энергия, публикация в «сборнике трудов ФЭИ-1998г.», препринт НИКИЭТ, 2 препринта ФЭИ, 6 отчетов НИКИЭТ, 13 отчетов ФЭИ.
Публикации по работе По результатам выполненных по теме диссертации работ автором опубликованы 3 препринта, 2 статьи, 19 научно-технических отчетов. Основные результаты диссертации опубликованы в работах: [32]-[41].
Общая характеристика работы
Диссертационная работа посвящена описанию комплексного исследования автора, включающего постановку и решение специфических задач обоснования безопасности канальных водографитовых реакторов типа РБМК, ЭГП-6. В частности автором выполнены: конкретизация совокупности физических явлений, существенных с точки зрения целей
исследования, рациональное физико-математическое описание процессов, обеспечивающее их адекватное отображение при численном моделировании и реализация в форме интегральных компьютерных кодов, решающих взаимосвязанные задачи тепло-гидравлики, механики структур, переноса активности, а также результаты моделирования с использованием указанных кодов.
Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 60 наименований. Основной материал диссертации составляет 142 страницы текста, куда входит 84 рисунка, 5 таблиц.
В первой главе выполнен обзор современного подхода к решению проблем обоснования безопасности РУ с канальными водографитовыми реакторами, показана целесообразность развития методов решения.
Вторая глава посвящена описанию объектов, методам моделирования, структуры версии кода USTACK, ориентированной на численный анализ процессов в пространстве кладки реактора и диагностической системе КЦТК реактора РБМК применительно к условиям малых течей. Приводятся результаты приложения кода для решения проблем диагностики течей и сопоставления систем КЦТК для реакторов второго и третьего поколений.
Третья глава содержит описание методик базовой версии кода U_STACK, предназначенного для анализа тепло-гидравлических процессов, протекающих в пространстве кладки, решения задач механики структур конструкций реактора в условиях аварий с разрывами труб давления с истечением большого расхода высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора. Приводятся результаты моделирования процессов при одиночном разрыве ТК, имевшем место на блоке №3 ЛАЭС 24 марта 1992г.
В четвертой главе представлены результаты анализа постулированной «тяжелой» аварии с разрушением конструкций реактора ЭГП-6 Билибинской
АЭС. Для обеспечения выполнения такого анализа автором был разработан объектно-ориентированный интегральный код «RELAP+MOVEMENT».
В пятой главе дано описание процессов в здании Билибинской АЭС и
его системах для «тяжелой» реактивностной аварии, сопровождающейся
разрушением реактора и перемещением верхнего ,. перекрытия
надреакторного пространства. Рассмотрен перенос радиоактивных атомов,
молекул и витающих частиц, содержащих такие атомы и молекулы, по
помещениям и системам здания. Для решения комплекса проблем в этом
случае был использован созданный автором специализированный
интегральный компьютерный код «Здание БилАЭС»
(5*RELAP+AKTHBHOCTb).
Проблема разрушения реактора («тяжелая» авария)
Разгерметизация труб ТК и истечение теплоносителя в кладку является неотъемлемой составляющей процессов разрушения реактора в результате нарушения соответствия расхода теплоносителя и мощности соответствующей группы каналов или реактора в целом. Наиболее известным случаем такого разрушения явилась авария на 4-м блоке Чернобыльской АЭС 26 апреля 1986. Принятые после этой аварии меры практически исключают повторение аварии такого же масштаба, но, тем не менее, необходимость расчетного моделирования событий такого класса сохраняет свою целесообразность: - обеспечение выявления слабых узлов конструкции РУ и строительных конструкций, - разработка мер по управлению аварией, послеаварийным мероприятиям по ликвидации последствий, - описание протекания аварии на 4-м блоке Чернобыльской АЭС, воссоздание событий аварии, которые до этого рассматривались без надлежащей синхронной связи между ними.
Современная практика анализа проблемы разрушения реакторных конструкций является недостаточно совершенной: к настоящему времени автору не удалось обнаружить ни одной попытки реализации интегрального подхода, обеспечивающего рассмотрения проблемы до стадии разрушения строительной конструкции. Данная проблема имеет особенность применительно к условиям Билибинской АЭС, все 4 реактора которой расположены в едином реакторном зале. При таком расположении, разрушение одной РУ способно вывести из строя всю АЭС навсегда или, по крайней мере, на несколько лет. Для Билибинской АЭС до настоящего времени авария такого рода не была предметом основательного рассмотрения [41]. Возможность такого рассмотрения была обеспечена в результате создания интегрального кода RELAP+МЕХАНИКА.
Рассматриваемый тип аварии, по крайней мере для Билибинской АЭС, может характеризоваться умеренным масштабом разрушения конструкций и сохранением в работе остающихся 3-х энергоблоков станции. В таком случае оказывается актуальной проблема возможности эксплуатации станции, как в момент аварии, так и непосредственно после нее без недопустимого превышения норм облучения персонала АЭС. В связи с этим, возникает необходимость оценки переноса радиоактивности потоками воздуха, паровоздушной смесью, несущей водяные капли, дренажных стоков по помещениям, вентиляционным, канализационным и дренажным системам станции здания АЭС.
В современной практике известно, по меньшей мере, несколько высоконадежных кодов, решающих задачи такого рода. Различие кодов определяется: - различием конструкций, материалов и режимов работы объектов анализа, - различными целями анализа. - требованиями к точности, - традициями и квалификацией пользователя, - доступностью кодов (организационно - финансовые ограничения). Необходимо отметить, что ни один из этих кодов не обеспечивает описание процессов массопереноса, включая перенос активности на этапе разрушения конструкций реактора и здания, при котором происходит образование путей транспорта радиоактивной среды, геометрия которых является изменяющейся. Например, в случае «реперной» аварии, исходным событием которой является несанкционированное извлечение имеющего наибольший вес стержня РР, происходит разрушение реактора ЭГП-6, характеризующееся последовательно происходящими событиями: - разгерметизация твэлов в 50% ТВС реактора, реализуемая на интервале 50 сек., - с момента начала разгерметизации до разрушения кожуха реактора среда из РП поступает в систему локализации аварии и далее через систему фильтров вентцентра в сбросную вентиляционную трубу здания, через гидрозатворы дренажной системы паро- газо- жидкостная смесь отводится в дренажные баки, - разрушение кожуха реактора, происходящее на 15 сек. аварии, - подъем верхней плиты, начинающийся на 10 сек аварии, приводящий к образованию значимой гидравлической связи реакторного и надреакторного пространства только на 20-й секунде процесса. При подъеме плиты существенно возрастает объем пространства между верхним уровнем кладки реактора и верхней плитой, одновременно с этим соответственно уменьшается объем реакторного пространства, - подъем верхних перекрытий надреакторного пространства, начинающийся на 30 сек и приводящий к образованию аэродинамической связи надреакторного пространства и реакторного зала, - за 30 сек до подъема верхней плиты в верхнее положение, истекающая из реакторного пространства среда, аккумулирующаяся преимущественно в объеме шахты реактора и поступает в дренажи шахты. Из шахты реактора среда поступает в систему грязной канализации, объединяющую все 4 реактора.
Центральный расчетный блок модели КЦТК- аварийная колонна
Центральная ячейка принадлежит 4-м квадрантам 5x5. Такая принадлежность обеспечивает наиболее строгую связь центральной колонны со всей остальной исследуемой областью. Каждая из 25-и колонн каждого из квадрантов 5x5 в пределах активной зоны отображается в расчетной модели с такой же степенью детальности, как и аварийная колонна.
Гидродинамическим объектом, для которого следует ожидать наибольших изменений параметров и скорости этих изменений, является "центральная система кольцевых зазоров колонны" между трубой ТК (СУЗ) и блоками графитовой колонны с размещенными в ней поочередно, одна над другой, разрезными кольцевыми втулками двух типоразмеров (рис. 2.4,рис. 2.5), куда, прежде всего, поступает пароводяная среда из контура теплоносителя через место разгерметизации трубы.
Этот гидродинамический элемент образован чередующимися по высоте концентрическими кольцевыми каналами, связанными между собой разрезами втулок. Своеобразным качеством этого канала является чередование условий теплообмена по его тракту, поскольку в пределах канала, образованного одной кольцевой втулкой, протекающий поток омывает относительно холодную стенку трубы, а в пределах следующего поток контактирует с внутренней поверхностью графитового блока, температура которого может быть на 200 градусов выше. Соответственно проекту разрезы во втулках должны располагаться один над другим, т.е. плоскости симметрии вертикальных разрезов больших и малых колец должны совпадать. В действительности, как свидетельствует практика, ориентация разрезов колец оказалась случайной. В связи с этим, сопротивление центрального газового канала оказывается промежуточным между сопротивлением идеального решения, которое является минимальным, и вариантом с супротивным расположением разрезов в паре соседних втулок (рис. 2.4, рис. 2.5). В использованной модели предполагалось, что состояние с максимальным гидравлическим сопротивлением характеризуется увеличением длины центрального канала в раза по сравнению с разностью высот с дополнительным местным сопротивлением поворота, составляющим и ) = (С-С - ь- - (2-1) кольца кольца
В расчетной модели было использовано среднее состояние, для которого указанные параметры приняты в два раза меньшими.
Строгое моделирование течения и теплообмена в газотракте требует детализации расчетной области соответственно чередованию втулок, что, к сожалению, неприемлемо в силу ограниченных ресурсов вычислительных средств. По этой причине в данной модели предполагалось, что поток контактирует с трубой и внутренней поверхностью графитового блока одновременно, однако поверхности теплообмена были приняты соответствующими реальным поверхностям.
"Центральная система кольцевых зазоров колонны" = "Центральный газотракт" гидравлически связана с гидродинамической структурой из 4-х вертикальных отверстий 016мм в графитовых блоках. Протекающий по этим отверстиям теплоноситель находится в контакте с графитом, имеющим высокую температуру, в этих каналах следует предполагать существенные изменения энергий потока протекающей среды.
Третьим типом гидродинамических элементов, принадлежащих основной части газового объема графитовой кладки, являются элементы типа "крест". Центральная ось каждого такого элемента образована пересечением вертикальных плоскостей симметрии газовых зазоров между колоннами в кладке. В плане каждый "крест" сформирован отверстием, образовавшимся в результате обрезки углов графитовых блоков (переход "квадрат" - "восьмиугольник") и плоских зазоров между соседними боковыми гранями соседних блоков. Все элементы типа "крест" связаны горизонтальными поперечными гидравлическими связями между собой и с "центральными системами кольцевых зазоров колонны" каждой из четырех графитовых колонн, образующих "крест". Кроме того, каждый элемент типа "крест" связан с верхним и нижним коллектором газового пространства [55]. Принятая схема разбиения ячейки - 81 колонна на четыре квадранта (5x5) определяет своеобразие граничных условий и понятия "граничный элемент" каждого расчетного квадранта (5x5) (рис. 2.6). Вдоль каждой грани квадранта (5x5) имеется 6 граничных элементов типа "крест": всего 24 граничных элемента для каждого квадранта (5x5), из которых 12 являются внешними граничными ячейками, а другие 12 являются внутренними. Условия на внешней границе соответствуют динамическим условиям внешней по отношению к ячейке КЦТК - 81 колонна части кладки. Внутренние граничные условия остальных 12-ти элементов определяются параметрами соответствующих гидравлических структур ячеек соседних квадрантов 5x5. Так, для квадранта А (5x5) (рис. 2.6) внутренними граничными ячейками в направлении соседнего квадранта В 5x5 являются А51, А52, ... А56. Эти же ячейки одновременно являются внутренними ячейками квадранта В В12, В22, ... В26. И, наоборот, для квадранта В внутренними граничными ячейками со стороны квадранта А являются внутренние ячейки квадранта А А41, А42, ... А46.
Формализация сценария аварии
Моделируются аварии, которые могут воздействовать на состояние и режим работы графитовой кладки реактора. К ним, прежде всего, относятся аварии, приводящие к истечению теплоносителя в кладку, различающиеся по масштабам от микротечей до разрывов трактов ПС, каналов СУЗ, каналов охлаждения отражателя, канала ДП сечением отверстия разрыва близким или равным удвоенной площади проходного сечения трубы. Предполагается рассмотрение разрывов одиночной трубы, так и разрыва нескольких труб в последовательности, определяемой ходом аварийного процесса. В качестве аварий, приводящих к разгерметизации, могут быть рассмотрены как реактивностные, так и теплоотводные аварии, а также аварии со спонтанным разрывом трубы, происходящем без каких либо нарушений эксплуатационных режимов.
Компьютерный код U_STACK предназначен для работы в комплексе синхронно выполняемых кодов, управляемых общей оболочкой и обеспечивающей для кода U_STACK: - исходные данные по распределению энерговыделения в пространстве активной зоны (в топливе и в графите) для любого момента времени анализируемого процесса; - данные о параметрах контура циркуляции; - номера каналов, которые предполагаются аварийными и к которым должны быть применены процедуры кода U_STACK.
Исходное событие аварии постулируется, это может быть: - не компенсируемое извлечение поглощающего стержня СУЗ из активной зоны, приводящее к локальному или общему возрастанию мощности; - снижение расхода одной из петель реактора (например, в случае разрыва РГК); - существенное сокращение расхода теплоносителя на входе в один из каналов реактора (например, блокирование проходного сечения ЗРК).
С точки зрения потребностей компьютерного кода U_STACK в таких условиях достаточно моделирование тракта канала, прежде всего, ТК [37,38]. Модель тракта аварийного ТК Инструментом анализа основных процессов в тракте ТК является RELAP5\mod3.2 [2,29,30], который был модифицирован для отображения t реальных особенностей процессов, присущих каналам реактора РБМК: - изменение геометрии в результате деформирования трубы ТК, вызванное ползучестью под действием высокой температуры и давления; - паро-циркониевой реакции на поверхности оболочек твэлов, приводящих к дополнительному энерговыделению, изменению состава и объема среды в канале и изменению характера теплообмена с поверхности твэла.
Для достижения поставленных целей моделирования аварийных процессов в кладке достаточно ограничиться рассмотрением тракта канала, начиная от группового коллектора петли до барабана сепаратора.
Определяющими параметрами механики структур является взаимное относительное расположение соседних блоков, а также блока и трубы соответствующих колонн [8,59]. Каждый из блоков характеризуется: - индивидуальными габаритными размерами, - размером центрального отверстия, - X, Y , Z - координатами центра, X V - ф иф углами поворотов относительно центра блока вокруг осей х и у. С Z
Координаты Z каждого из блоков и углы поворотов ф остаются неизменными при любом течении рассматриваемых процессов, равным образом, как и углы поворота блоков относительно оси ф =0. На этапе работы препроцессора определяются начальные значения координат С С С X (t=0), Y (t=0), Z каждого из блоков кладки. Х1={г-Щ, i = i,U),iMU) -MJ) r,:_,.=a-AL), j=jA ijd+lo),-,ju( y (3-1) где индексы l и г соответствуют правой и левой границам у-строки картограммы реактора, индексы и и d- нижней и верхней границам /-столбца.
Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии
В номинальных условиях протекания "реперная" авария характеризуется быстрым развитием, что практически исключает возможность воздействия на ее ход, и тяжелыми последствиями, а именно, значительными перемещениями элементов конструкции, масштабными разрушениями, выходом продуктов деления за пределы удерживающих барьеров [43]. Оцененные особенности аварийных процессов обеспечивают обоснованную направленность превентивных мер. В отношении РУ ЭГП-6 были рассмотрены: Уменьшение "веса" стержней АР: -существенное замедление процесса, расширяя возможности управления ходом аварии; - заметное уменьшение числа поврежденных ТВС (34, вместо 133); - относительно больший отвод среды из кладки через систему СЛА; - существенное сокращение выхода радиоактивных продуктов деления из твэлов и из активной зоны.
Установка дополнительного аварийного паросбросного клапана с повышенной пропускной способностью в сравнении с ГПК на паровом тракте за барабаном-сепаратором, несмотря на кажущийся очевидным ожидаемый положительный эффект, привела к противоположному эффекту: - число разрывов ТВС также оказалось повышенным (143 вместо 133); - повышенные перемещения элементов конструкции и выброс продуктов деления.
Обеспечение быстрого ввода дополнительного поглотителя (борной кислоты4) в каналы СУЗ оказалось технически затруднительным и малоэффективным: - в случае организации подачи раствора борной кислоты на всас насоса контура СУЗ только необходимое время транспорта до активной зоны составит 30 секунд, т.е. к моменту развитого этапа разрушений; - емкость бака с раствором должна быть значительной, поскольку требуется большой расход, достаточный для предотвращения кипения (более 60 кг/с); - прекращение подачи раствора из-за полного расходования запаса приведет к росту реактивности, полностью компенсирующего ввод борной кислоты; - подача борной кислоты в деаэратор может иметь нежелательные последствия, как в рассматриваемой аварии, так и при случайном поступлении кислоты из бака на насос СУЗ при нормальной эксплуатации.
1. Представлено решение проблемы механического движения значительного числа твердых тел, образующих систему гидравлически связанных объемов, модифицируемую по мере движения тел, с помощью интегрального компьютерного кода, ядро которого составляет RELAP5/mod3.2. Объектом практического приложения является проблема разрушения реактора в результате множественных разрывов труб давления в активной зоне.
2.Полученный опыт свидетельствует в пользу расширенного применения кода, а именно, проблема механического взаимодействия может решаться в отношении достаточно большого числа движущихся тел, что позволяет выполнять реалистические оценки даже в условиях ресурсных ограничений современных моделей персональных компьютеров.
3.Конкретное приложение к проблеме запроектной "реперной" аварии реактора ЭГП-6 Билибинской АЭС позволило установить существенные особенности процесса развития аварии: -основные этапы сценария (разрушение барьеров безопасности, перемещения элементов конструкции); -динамика тепловых параметров истекающего потока и оценка сепарационных эффектов применительно к твердотельной, жидкостной, паровой и газовой фазам потока по трактам истечения, что существенно для оценки выноса радиоактивных продуктов из активной зоны; -оценка положения конструкций на момент опорожнения основного циркуляционного контура; - существенное различие в динамике перемещений стержней СУЗ и несущей ТВС, что может приводить к значительным изменениям реактивности. 4.Результаты анализа "реперной" аварии обеспечивают: - поиск мер уменьшения отрицательных последствий аварии; - обоснование плана послеаварийных мероприятий, в случае затруднений с реализацией рекомендуемых мер.
Похожие диссертации на Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб
