Введение к работе
Одной из наиболее потенциально опасных аварий, возможных в условиях реакторной установки и определяющих безопасность АЭС, является авария с потерей теплоносителя из реакторного контура.
При системном подходе к наиболее тяжелому варианту развития такой аварии можно выделить три основные группы тепло массообменных процессов, подлежащих расчетно-экспериментальному исследованию:
- процессы в контейнменте;
- процессы повторного залива осушенной и "перегретой" активной зоны;
- процессы, сопровождающие разогрев обломков и расплава разрушенной активной зоны в районе днища корпуса реактора за счет тепла остаточного тепловыделения.
Теплофизические, аэродинамические и физико-химические процессы под герметичной защитной оболочкой ВВЭР при поступлении в нее теплоносителя из реакторного контура имеют существенно нестационарный характер, многомерные, разнообразные по природе: струйные течения и естественная конвекция, турбулентность при наличии в паро-воздушной среде капель и аэрозолей, пленочная и капельная конденсация пара в присутствии неконденсирующихся газов, объемная конденсация пара, перенос тепла излучением, распространение и горение водорода, перенос радионуклидов. Конечная цель комплекса расчетно-экспериментальных исследований указанной проблемы - полное обеспечение проекта энергоблока научно-обоснованными аттестованными расчетными кодами, результатами расчетов и рекомендациями по системам безопасности и локализации аварий.
Основным инструментом анализа безопасности реакторной установки с точки зрения теплотехнической надежности и обеспечения целостности активной зоны при нарушениях в работе оборудования и в аварийных режимах, включая аварии с потерей теплоносителя, являются системные теплогидравлические коды. Аттестация и валидация кодов на экспериментальных данных, полученных в условиях залива осушенной и "перегретой" активной зоны, особенно актуальна, поскольку протекающие при этом теплогидравлические процессы не только определяют предельные значения температуры оболочек твэл и длительность наиболее потенциально опасного периода расхолаживания, но и выпукло выявляют недостатки математических моделей процесса и их реализации в расчетных кодах.
При реализации аварийной ситуации с попаданием на днище корпуса реактора обломков и расплава разрушенной активной зоны происходит разогрев образовавшегося кориума и при тепловом физико-химическом взаимодействии последнего с корпусом может произойти его разрушение. Процессы, сопровождающие такую ситуацию, объединяют в себе тепло- и гидродинамику жидкого кориума с образованием корок на поверхности расплава и гарнисажа на поверхности корпуса, физико-химическое взаимодействие корпуса со сталью корпуса с возникновением легкоплавких эвтектик и термомеханику корпуса, удерживающего массу расплавленного кориума. Эти процессы непосредственно и нелинейно связаны между собой. Поскольку проведение натурного эксперимента практически невозможно, единственным инструментом исследования и обоснования безопасности проектируемого энергоблока является верифицированный на частных экспериментах программный код, описывающий процессы, сопровождающие рассматриваемую аварию. Особую задачу представляет исследование физико-химического состояния среды (кориума) в процессе развития аварии, эволюции компонентного и фазового составов, физико-химического взаимодействия расплава с конструкционными материалами, включая материалы корпуса реактора. Работоспособность корпуса реактора может быть обоснована расчетами его несущей способности в условиях термос илового воздействия расплава кориума и, возможно, избыточного давления. Была создана система расчетных кодов, учитывающих неизотермическое вязкопластическое нагружение пространственной конструкции и значительные деформации в процессе нагружения. В дальнейшем должны учитываться изменения температурных полей в конструкциях, с одной стороны, а также физико-химическое взаимодействие расплава корима с материалами корпуса.
