Содержание к диссертации
Введение
Глава 1. Основные методы исследования взаимодействия материала реактора с кориумом при тяжелой аварии (Обзор литературы) 13
1.1 Аварии на ядерных реакторах АЭС 13
1.2 Сценарий развития тяжелой аварии 20
1.3 Концепция внутрикорпусного удержания кориума 27
1.4 Расчетные методы исследования взаимодействия кориума с материалами реактора 31
1.5 Экспериментальные методы исследования взаимодействия кориума с материалами реактора и используемое оборудование 34
Выводы к Главе 1. 42
Глава 2. Объект исследований и базовое оборудование для разработки приборно измерительного комплекса 44
2.1 Обоснование выбора объекта исследований 44
2.2 Базовое оборудование. Экспериментальная установка «ЛАВА-Б» 46
2.3 Базовое оборудование. Экспериментальный стенд «ВЧГ-135» 63
2.4 Основные недостатки базового оборудования 67
Выводы к Главе 2 69
Глава 3. Разработка приборно-измерительного комплекса для проведения исследований на основе базового оборудования . 70
3.1 Обоснование выбора способа компенсации остаточного тепловыделения 71
3.2 Модернизация плазматрона 74
3.3 Модернизация электроплавильной печи 89
3.4 Доработка средств измерения и контроля. 93
3.5 Конструкция модели днища корпуса реактора 97
3.6 Разработка теплоизоляционного пакета для внешней поверхности модели днища корпуса реактора 104
Выводы к Главе 3 107
Глава 4. Основные результаты исследования взаимодействия прототипа кориума с материалом корпуса реактора 108
4.1 Методика проведения исследований взаимодействия кориума с материалами реактора 108
4.2 Оценка возможности вариации условий исследований на ПИК 115
4.3 Демонтаж МДР. Общий анализ состояния прототипа кориума в МДР 122
4.4 Исследования прототипа кориума 124
4.5 Исследование взаимодействия прототипа кориума со сталью 134
Выводы к Главе 4. 145
Заключение 147
Список литературы
- Концепция внутрикорпусного удержания кориума
- Базовое оборудование. Экспериментальная установка «ЛАВА-Б»
- Модернизация электроплавильной печи
- Оценка возможности вариации условий исследований на ПИК
Концепция внутрикорпусного удержания кориума
Одним из главных критериев функционирования такой технически сложной и потенциально опасной установки, как ядерный реактор атомной электростанции (далее АЭС), является его безопасность.
Вопросы обеспечения безопасности АЭС являются важнейшими в атомной энергетике. Им уделяется особое внимание уже на стадии проектирования станции. Большое значение в пристальном внимании к безопасности атомной энергетики имеют широко популяризированные статьи о социальных, экологических последствиях радиационных аварий [4].
В современный век развития информационных технологий информацию о произошедших авариях и их последствиях можно получить в интернете, например, на официальном сайте МЧС России в «Межведомственной информационной системе по вопросам обеспечения радиационной безопасности населения и проблемам преодоления последствий радиационных аварий реализованной в рамках Федеральной целевой программы «Преодоление последствий радиационных аварий» [5].
В настоящее время при комплексном анализе безопасности атомной станции рассматривают два базовых типа аварий – это проектная авария и запроектная авария. В существующей регламентирующей документации приводятся следующие определения данных событий [6].
Проектная авария – это авария, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или одной, независимой от исходного события, ошибки персонала ограничение ее последствий установленными для таких аварий пределами. При выборе критериев оценки радиационных последствий проектной аварии существует два основных условия: - дозы облучения населения на границе санитарно-защитной зоны не должны превышать 50 мЗв; - авария не должна приводить к эвакуации населения. Таким образом, фактически возможное радиоактивное загрязнение должно быть ограничено санитарно-защитной зоной. Оба эти требования можно выполнить, если использовать такую контрмеру, как «Укрытие» вплоть до уровня безусловной оправданности.
Согласно рекомендациям МАГАТЭ, установлен общий уровень вмешательства для защитной меры «Укрытие» (перевод населения в относительно изолированные места, временные убежища) - не более 10 мЗв за 48 часов [7].
С учетом требований действующих в настоящее время Норм радиационной безопасности НРБ-99/2009 [8] и опыта ряда стран, эксплуатирующих радиационно-опасные объекты в решении данного вопроса, предлагается принять следующие критерии.
На атомных станциях, проекты которых утверждены до введения в действие НРБ-99, последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим обязательного принятия неотложной контрмеры «Укрытие».
Если оперативные дозиметрические расчеты показывают, что укрытие может обеспечить предотвращение доз на все тело - 50 мЗв, щитовидную железу - 300 мГр и кожу - 500 мГр, за первые 2 недели после аварии, то введение такой контрмеры крайне необходимо и чем быстрее она будет введена, тем большего эффекта удастся достичь.
Уровень безусловной оправданности (превышение установленных дозовых пределов) для контрмеры «Укрытие», представлен в таблице 1 [8]. Таблица 1 - Критерии для принятия решений в начальный период радиационной аварии (НРБ-99/2009) Предотвращаемая доза за первые 10 суток, мГр Меры защиты на все тело щитовидная железа, легкие, кожа уровень А уровень Б уровень А уровень Б Укрытие 5 50 50 500 Йодная профилактика: взрослые - - 250 2500 дети - - 100 1000 Эвакуация 50 500 500 5000 Только для щитовидной железы На АЭС, проекты которых утверждены после введения в действие НРБ-99, последствия проектной радиационной аварии по величинам выбросов и сбросов радиоактивных веществ в окружающую среду не должны приводить к дозам облучения населения, требующим обязательного принятия неотложной контрмеры «Ограничение пребывания детей на открытом воздухе» по его защите в начальном периоде радиационной аварии. Таким образом, дозы облучения населения не должны превышать 10 мЗв на все тело, 100 мГр на щитовидную железу, 300 мГр на кожу за первые 2 недели после аварии (уровень безусловной оправданности для контрмеры «Ограничение пребывания детей на открытом воздухе»).
Предлагаемый дозиметрический критерий оценки радиационных последствий проектной аварии не противоречит указанному критерию по аварии на АЭС, согласно документу «Санитарные правила проектирования и эксплуатации атомных станций» СП АС-03 Российской Федерации [9].
Существует перечень исходных событий, который обеспечивает полноту анализа и реакции энергетической установки на постулируемое возмущение параметров процесса и на постулируемые неправильные срабатывания или отказы оборудования. При проведении анализа проектной аварии должны определяться ее последствия и оцениваться внутренняя способность АЭС управлять подобными отказами и ситуациями или ограничивать их последствия.
Критерии, определяющие выбор исходных событий, и, следовательно, сам перечень, постоянно развиваются в результате накопления опыта эксплуатации, а также совершенствования знаний в области ядерной безопасности.
Базовое оборудование. Экспериментальная установка «ЛАВА-Б»
В качестве объекта исследований в работе определены процессы взаимодействия расплав материалов активной зоны (кориум) легководного реактора с материалом корпуса реактора при тяжелой аварии. Наиболее распространенным на сегодняшний день является реактор ВВЭР – двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением. Данный реактор, благодаря его удачной конструкции, имеет широкое применение, как в России, так и за рубежом. Экспериментальный приборно-измерительный комплекс для исследования процессов при удержании кориума в корпусе разработанный для данного типа реакторов может быть распространен и на другие типы.
Таким образом, учитывая важность решаемой задачи по получению комплекса экспериментальных данных для реакторов Российского производства, было решено выбрать в качестве объекта испытания корпус реактора ВВЭР-1000. Конструкция корпуса реактора ВВЭР-1000 представляет собой цилиндрический вертикальный сосуд высокого давления, сопряженный с донной частью в виде полуэллиптического днища [68]. Совместно с крышкой верхнего блока и деталями главного уплотнения, корпус ядерного реактора обеспечивает создание внутри себя герметичного объёма. В качестве основного материала для корпуса реактора ВВЭР-1000 применены аттестованные для корпусов и трубопроводов сталь 15Х2НМФА и 15Х2НМФА-А. Вся внутренняя поверхность корпуса имеет антикоррозионную наплавку (плакировку).
Схема корпуса реактора с основными габаритными размерами представлена на рис. 7. Корпус состоит из фланца - 1, двух обечаек зоны патрубков - 2, опорной обечайки - 3, двух обечаек цилиндрической части - 4 и полуэллиптического днища – 5, является сварной конструкцией и имеет по высоте 6 кольцевых швов. На рис.7 красной пунктирной линией выделена часть конструкции корпуса реактора, которая относиться к предмету исследований. 2.2 Базовое оборудование. Экспериментальная установка «ЛАВА-Б»
В качестве базового оборудования для разработки приборно измерительного комплекса выбрана экспериментальная установка «ЛАВА-Б». Это обусловлено несколькими причинами.
На основании анализа известных литературных данных (см. Главу 1), было установлено, что данная установка является многоцелевой и предназначена для проведения экспериментов по исследованию взаимодействия прототипа кориума с конструкционными материалами корпуса реактора, а также водой и бетоном (исследования процессов FCI и MCCI) [69].
Кроме того, анализ данных, представленных в Главе 1, также позволяет сделать вывод о том, что установка «ЛАВА-Б» имеет наибольший потенциал для внереакторного изучения процессов развития тяжелой аварии.
Представленные выше факты и послужили основой для выбора экспериментальной установки «ЛАВА-Б» в качестве базового оборудования для разработки приборно-измерительного комплекса.
При рассмотрении базового оборудования, а также ее основных составляющих, основное внимание уделялось выявленным недостаткам, которые препятствовали решению поставленных в данной работе задач. Экспериментальная установка «ЛАВА-Б», внешний вид которой представлен на рис. 8, позволяет проводить исследования с применением прототипа кориума. В ее состав входят электроплавильная печь (ЭПП) индукционного типа и емкость (устройство приема расплава далее УПР), в которой могут быть установлены экспериментальные устройства, разного назначения, в зависимости от вида испытаний. При этом могут быть использованы такие экспериментальные устройства как модель днища силового корпуса реактора или бетонные ловушки с исследуемыми защитными и жертвенными материалами.
В свою очередь экспериментальные устройства (модельные секции) могут быть оснащены оборудованием для имитации остаточного тепловыделения плазматронного или омического типов, набором датчиков температуры, давления и деформации. Измеренные сигналы со всех датчиков и преобразователей регистрируются в информационно-измерительной системе (ИИС), созданной на базе локально вычислительной сети с контроллерами (MicroPC). ИИС установки «ЛАВА-Б» включает в себя 93 датчика давления типа ДДМ и «Сапфир» (из них 4 специальных импульсных датчика давления), 156 датчиков температуры (дифференциальные термопары, термопары и термометры сопротивления различных типов), 4 датчика деформации модели днища, 27 датчиков расхода и 10 датчиков уровня рабочих тел (типа «Сапфир»), 11 датчиков тока и 10 датчиков напряжения. Конструкция и программное обеспечение данной ИИС предусматривает возможность интеграции дополнительных каналов измерения при установке необходимых совместимых контроллеров и нормирующих преобразователей.
Модернизация электроплавильной печи
Таким образом, при анализе результатов ранее выполненных экспериментов в рамках программ COTELS и «IVR-AM» установлено, что метод разогрева кориума путем пропускания через него электрического тока не достаточно эффективен. Данный вид нагрева создает значительные неопределенности при аналитическом описании процесса нагрева вследствие неравномерности электрического сопротивления кориума по объему бассейна и сильной зависимости этого параметра от температуры. Кроме того, эффективность нагрева таким способом весьма низкая из-за существенных потерь энергии в подводящих проводах. Используемая базовая конструкция электродного узла с плазматронами также имеет ряд существенных недостатков: открытый коаксиальный канал горения дуги и, как следствие, неустойчивый характер ее горения, малый диаметр рабочей (теплоотдающей) поверхности (диаметр внешнего наконечника 70 мм), а также возможность нарушения реального состава кориума при прямом взаимодействии с рабочим газом плазматрона (азотом).
Экспериментальный стенд высокотемпературных, теплофизических и материаловедческих исследований «ВЧГ-135» использовался в данной работе при создании приборно-измерительного комплекса в качестве инструмента, позволяющего обеспечить отработку многих узлов, технических решений, а также для получения важных параметров в обеспечение режимов проведения крупномасштабного эксперимента.
Стенд создан на базе высокочастотного электролампового генератора ВЧГ1-60/0,066 и герметичной водоохлаждаемой рабочей камеры с встроенным индуктором и предназначен для выполнения высокотемпературных теплофизических и материаловедческих исследований на образцах материала небольших размеров. Внешний вид стенда представлен на рис. 19.
Стенд позволяет осуществлять управляемый нагрев любых малогабаритных образцов до высокой температуры (3000С) с последующим их охлаждением за счет утечек тепла в водоохлаждаемый индуктор при отключенном генераторе. «ВЧГ-135» используется в основном для проведения маломасштабных экспериментов в дополнение к крупномасштабным экспериментам, выполняемым на установке «ЛАВА-Б» таких, как: изучение взаимодействия компонентов кориума между собой в процессе разогрева вплоть до температуры плавления; изучение эффективности различных способов защиты графитового тигля от эрозии на основе карбидов Nb, Ta и др.; определение температур фазовых переходов кориума различного состава; - исследование высокотемпературных взаимодействий кориума с конструкционными материалами (керамикой, сплавами); - определение электрофизических свойств кориума; - получение компактных слитков кориума, заданного состава; На стенде возможно проведение широкого спектра экспериментальных исследований с разогревом материалов активной зоны реактора вплоть до температур их плавления.
На стенде предусмотрена возможность видеосъемки процесса нагрева и охлаждения исследуемого образца через смотровое окно в крышке рабочей камеры, а также возможность отбора проб газа в процессе эксперимента. Рабочая камера стенда оснащена резервными электрическими проходками для реализации различных контактных измерений в процессе эксперимента. Имеются резервные газовые фланцы и патрубки для расширения возможностей и адаптации к новым задачам, решаемым на стенде.
Упрощенная функциональная схема стенда ВЧГ-135 представлена на рис. 21. Рисунок 21 - Схема стенда высокотемпературных материаловедческих испытаний «ВЧГ-135»: 1 - рабочая камера;2 - высокочастотный ламповый генератор; 3 образец (тигель); 4 - индуктор; 5 - пирометры; 6 - датчик давления; 7 - бак охлаждения; 8 - насос; 9 – блок питания омического нагрева; 10 - нормирующие преобразователи давления; 11 - нормирующие преобразователи температуры; 12 информационно-измерительная система низкочастотные каналы; 13 информационно-измерительная система высокочастотные каналы; 14 - ПЭВМ; 15 - вакуумно-газовый пост (газовая система).
Опираясь на анализ опыта проведенных на установки «ЛАВА-Б» экспериментальных работ и приведенное выше описание базового оборудования можно обозначить ряд недостатков различной важности требующих устранения для реализации поставленных в работе задач. 1. Используемая конструкция ЭПП базовой установки «ЛАВА-Б» имеет ряд существенных недостатков: - неравномерность разогрева шихты и наличие значительной эрозии графитового тигля и, как следствие, не адекватный состав кориума; - неоднородность нагрева графитового тигля и низкий временной ресурс его использования; - при интенсивных процессах карбидизации расплава в зоне локального перегрева наблюдается эрозия тигля, что приводит к «засорению» кориума продуктами взаимодействия с углеродом; - несоответствие высоты тигля и индуктора, по причине которого верхняя часть тигля находится вне поля индуктора, приводит к росту неоднородности нагрева шихты; - излишняя массивность верхней части тигля, которая в сборе со сложной материалоемкой конструкцией графитовой крышки, служит дополнительным фактором неравномерности разогрева системы тигель/шихта. 2. Используемые в ЭПП термопары имеют ограниченный ресурс работы, отмечается инерционность передачи температуры от расплава к термовэлу, что приводит к неопределенности контроля температуры в процессе плавки. Градиент температуры по высоте термовэла нарушает условия модели АЧТ. 3. Применяемый в базовой установке «Лава-Б» способ моделирования остаточного тепловыделения имеет низкую эффективность. Наблюдается значительная потеря тепла при охлаждении токоподводов и нестабильная работа открытых коаксиальных плазмотронов. 4. Эрозия графитовых наконечников электродов нагревателя, погруженных в расплав, значительно снижает временной ресурс работы и приводит к «засорению» прототипа кориума продуктами эрозии графита. 5. Наблюдаются существенные потери тепла с верхней поверхности прототипа кориума. 6. Используемая система охлаждения МДР не позволяет обеспечить требуемые температурные режимы и тепловые потоки через стенку МДР.
Оценка возможности вариации условий исследований на ПИК
Результаты экспериментов по моделированию процессов удержания кориума в корпусе реактора были получены в рамках проекта INVECOR [120].
В данном разделе работы основное внимание сосредоточено на оценке соответствия разработанного ПИК основным предъявляемым требованиям и возможности вариаций условий решаемых задач.
Эксперимент INVECOR-1. Целью этого эксперимента является моделирование поведения бассейна кориума в днище корпуса реактора, когда основная доля оксидного кориума падает в виде расплава прототипа кориума С-32. Дополнительно в экспериментальную секцию было помещено около 10 кг оксидного кориума С-90 в виде крошки слитка, полученного в ранних калибровочных экспериментах. Предварительная загрузка кориума в модель корпуса имитировала версию о неодновременном падении деградированной активной зоны реактора в днище, а также способствовало увеличению уровня расплава в модели днища.
Таким образом, при сливе расплава из ЭПП в МДР ожидалось наличие около 70 кг прототипа кориума, в котором будет моделироваться остаточное тепловыделение.
Эксперимент INVECOR-2. В данном эксперименте в прототип расплава кориума в МДР была добавлена нержавеющая сталь для имитации внутренней плакировки корпуса реактора ВВЭР. Чтобы избежать нежелательных физико-химических процессов в плавильном тигле ЭПП, листовая нержавеющая сталь была размещена в МДР, покрывая только часть модельной секции, как это показано на рис. 52. В этом эксперименте также использовалась крошка оксидного прототипа кориума, аналогичная по составу кориуму в эксперименте
Эксперимент INVECOR-3. Данный эксперимент отличался дополнительной имитацией падения фрагментов стальных конструкций реактора сверху на бассейн расплава активной зоны после его слива и формирования верхней корки. Такая конфигурация экспериментальной модели служила проверкой постулированного сценария развития тяжелой аварии, в соответствии с которым в бассейне кориума, находящемся на днище корпуса реактора, формируется слой металлического расплава поверх оксидного слоя (так называемый «фокус-эффект» [111]). Схема расположения материалов в данной МДР показана на рис. 53. Стальная пластина была установлена ниже верхнего теплового (танталового) экрана на медных скобах. Время прогрева пластины до деградации медных скоб было достаточным для формирования твердой корки, что позволило исключить падение стали непосредственно в расплав оксидного кориума.
В отличие от предыдущих двух экспериментов, в МДР не добавлялись фрагменты оксидного прототипа кориума, что позволило обеспечить более высокую температуру прогрева модели перед сливом расплава.
Кроме того, для повышения температуры стенки модели в процессе эксперимента был установлен минимально возможный расход воды, охлаждающей внешнюю поверхность МДР. Эксперимент INVECOR-4. Четвертый интегральный эксперимент являлся повторением первого интегрального эксперимента, с точки зрения состава кориума. При этом имелись следующие отличия: - отсутствие предварительной засыпки в МДР оксидного кориума; - повышенная эффективность внешнего слоя теплоизоляции МДР, за счет замены стеклоткани на графитовый войлок (что снизило теплопроводность теплоизоляционного пакета в 8 - 10 раз); - повышенная эффективность верхнего теплового экрана над кориумом (путем использования дополнительной стальной пластины между поверхностью кориума и основным танталовым экраном); - оперативное регулирование расхода внешней охлаждающей воды из условия поддержания температуры на выходе из системы на уровне 90С.
Схема МДР, которая использовалась в данном эксперименте, представлена на рис. 54. На рис. 55 приведены графики температуры стенки модели корпуса в процессе эксперимента INVECOR-4. Общая длительность эксперимента, включая стадию предварительного прогрева, составила более 2 часов. В других экспериментах, представленных выше в данном разделе, были получены подобные зависимости изменения температуры стенки МДР от времени.
Эксперимент INVECOR-5. В данном эксперименте (INVECOR-5) в отличие от предыдущего снижена толщина МДР до 30 мм (при 50 мм в предыдущих экспериментах), что позволило существенно снизить общую теплоемкость МДР и, соответственно, осуществить более быстрый ее прогрев за счет теплообмена с расплавом прототипа кориумом. Снижение толщины стенки МДР также позволило снизить утечку тепла вдоль стенки МДР к верхнему фланцу, что обеспечило более высокие тепловые потоки через стенку МДР в радиальном направлении. Схема МДР, использованная в эксперименте, представлена на рис. 56.