Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1 Ядерные энергетические установки перспективных объектов морской техники 28
1.1 Обзор атомных объектов морской техники 28
1.1.1 Атомные ледоколы 28
1.1.2 Атомные транспортные суда 35
1.1.3 Плавучие энергоблоки 38
1.2 Перспективные реакторные установки 41
1.2.1 Мощностной ряд реакторных установок для объектов морской техники 41
1.2.2 Требования к перспективным судовым РУ 44
1.2.3 Реакторные установки тепловой мощностью 175 и 350 МВт 45
1.2.4 Реакторные установки РУ РИТМ-200Б и РУ РИТМ-400 53
1.2.5 Реакторные установки малой мощности 58
1.3 Паротурбинная установка 61
1.3.1 Основные термодинамические параметры цикла и схемы ПТУ 61
1.3.2 ГТГ, ГТЗА и вспомогательные механизмы ПТУ 65
1.4 АЭУ перспективных атомных судов 71
1.4.1 Линейный и универсальный ледоколы 71
1.4.2 Ледокол-лидер 72
1.4.3 Мелкосидящий атомный ледокол 73
1.4.4 Суда ледового класса 75
1.4.5 ПЭБ и БТЭБ 76
1.5 Выводы 77
ГЛАВА 2 Анализ безопасности атомного судна при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту 80
2.1 Методология анализа аварий и обоснования безопасности атомного судна при внешних воздействиях 80
2.2 Исходные события
2.2.1 Навигационные аварии 87
2.2.2 Затопление судна 90
2.2.3 Пожары 91
2.2.4 Взрывы 92
2.2.5 Падение летательных аппаратов 93
2.2.6 Сейсмическое воздействие 94
2.3 Методики анализа последствий внешних воздействий на ядерную установку
(атомное судно) 94
2.3.1 Разрушение корпусных конструкций 94
2.3.2 Пожары 98
2.3.3 Взрывы 100
2.3.4 Оценка радиационных последствий
2.4 Классификация конечных состояний 102
2.5 Анализ аварий при внешних воздействиях на УАЛ и ПЭБ
2.5.1 Анализ аварий при внешних воздействиях на УАЛ пр. 22220 108
2.5.2 Анализ аварий при внешних воздействиях на ПЭБ пр. 20870 113
2.6 Выводы 119
ГЛАВА 3 Аварийные теплогидравлические процессы в интегральном реакторе с естественной циркуляцией теплоносителя 122
3.1 Методы исследования аварийных режимов ЯЭУ 122
3.1.1 Математическое моделирование нестационарных процессов в ВВР 122
3.1.2 Расчетная схема 127
3.1.3 Проблема верификации расчетных программ 127
3.2 Экспериментально-расчетное исследование теплогидравлических процессов при разгерметизации первого контура водо-водяного интегрального реактора 131
с естественной циркуляцией теплоносителя
3.2.1 Описание экспериментальной установки 131
3.2.2 Описание расчетной схемы 134
3.2.3 Результаты экспериментального и расчетного исследований
3.3 Результаты расчетного анализа аварийных процессов в реакторе АБВ-6 140
3.3.1 Анализ аварийных ситуаций 140
3.4 Выводы 153
ГЛАВА 4 Исследование тепловых процессов при импульсном увеличении мощности тепловыделений в твэле 155
4.1 Физические модели и методика расчета 155
4.1.1 Определение температурного поля внутри твэла 155
4.1.2 Теплообмен на наружной поверхности твэла 156
4.1.3 Методика расчета температурного состояния твэла 171
4.2 Экспериментальная установка «Импульс» 172
4.2.1 Конструкция экспериментальной установки 172
4.2.2 Система измерения 173
4.3 Экспериментальное и расчетное исследование теплового состояния имитатора твэла при импульсном увеличении мощности 175
4.3.1 Описание методики проведения эксперимента 175
4.3.2 Расчетная схема 176
4.3.3 Результаты экспериментального и расчетного исследования 177
4.4 Анализ аварии с импульсным увеличением мощности на исследовательском
ядерном реакторе У-3 180
4.5 Выводы 183
ГЛАВА 5. Интегральный реактор с пароконденсатным циклом для глубоководных обектов морской техники 185
5.1 Тепловыделяющий канал для прямой генерации пара 188
5.1.1 Принципиальные особенности ТВК 188
5.1.2 Методика теплогидравлического расчета ТВК 191
5.1.3 Результаты теплогидравлического расчета ТВК 197
5.2 Парогенератор – конденсатор 198
5.2.1 Особенности конструкции парогенератора – конденсатора 198
5.2.2 Методика теплогидравлического расчета парогенератора – конденсатора 199
5.2.3 Результаты теплогидравлического расчета парогенератора-конденсатора
5.3 Параметры контура естественной циркуляции с ПКЦ 204
5.3.1 Методика расчета высоты контура естественной циркуляции 204
5.4 Технические предложения 207
5.5 Выводы 210
ГЛАВА 6. Малогабаритная электроядерная энергетическая установка
6.1 Принципы работы ЭЛЯУ 212
6.2 Выбор типа и характеристик ускорителя 213
6.3 Генерация нейтронов при взаимодействии пучка заряженных частиц с различными материалами. Оптимальные размеры мишени
6.3.1 Конструкции нейтропроизводящей мишени 221
6.3.2 Энерговыделение в мишени
6.4 Усиление внешнего источника нейтронов в подкритическом реакторе 230
6.4.1 Каскадная активная зона 236
6.5 Кинетика подкритического реактора с периодическим внешним источником нейтронов 239
6.6 Температурное состояние твэлов подкритического реактора с периодическим внешним источником нейтронов .
6.7 Конструктивные особенности малогабаритной энергетической ЭЛЯУ на базе линейного ускорителя в ВТГР 245
6.8 Выводы 250
Заключение 251
Приложение акты о внедрении 255
Список сокращений 262
Список литературы 2
- Перспективные реакторные установки
- Навигационные аварии
- Математическое моделирование нестационарных процессов в ВВР
- Экспериментальное и расчетное исследование теплового состояния имитатора твэла при импульсном увеличении мощности
Введение к работе
Актуальность темы исследования. Россия является единственной страной,
обладающей гражданским атомным флотом, что объясняется наличием
стратегических интересов в Арктике. В соответствии с Морской доктриной
Российской Федерации на период до 2020 г. «национальная морская политика на
Арктическом региональном направлении определяется богатствами
исключительной экономической зоны и континентального шельфа Российской Федерации, возрастающим значением Северного морского пути (СМП) для устойчивого развития и безопасности Российской Федерации…». В связи с этим к числу долгосрочных задач, которые должны быть решены, относится «строительство атомного ледокольного флота и повышение безопасности его эксплуатации».
Необходимость создания новых атомных ледоколов разных типов
(универсального атомного ледокола (УАЛ), ледокола-лидера и
многофункционального мелкосидящего ледокола) связана с ролью СМП для освоения природных ресурсов на арктическом шельфе и обеспечения круглогодичной транзитной перевозки грузов. Положительный опыт эксплуатации атомного лихтеровоза-контейнеровоза «Севморпуть» подтвердил эффективность использования атомных энергетических установок (АЭУ) на транспортных судах в Арктике. Атомные суда могут иметь преимущества перед судами на органическом топливе не только за счет повышенной автономности, но и благодаря отсутствию вредных выбросов, что особенно актуально при принятии Полярного кодекса. Атомные станции малой мощности (АСММ) могут рассматриваться в качестве источника энергоснабжения удаленных населенных пунктов и промышленных производств, расположенных вне развитых энергосистем. В прибрежных территориях существует возможность создания АСММ на базе плавучих энергоблоков (ПЭБ), технология создания которых учитывает опыт развития судовой ядерной энергетики. В настоящее время актуальной является проблема освоения дна северных морей и Мирового океана, где обнаружены большие запасы полезных ископаемых. Перспективным способом энергообеспечения подводных промыслов является ядерная энергетика, а на отдаленных расстояниях от берега в ледовых условиях ее использование является безальтернативным.
Атомные ледоколы и суда являются дорогостоящими объектами морской
техники с длительным сроком службы, что определяет относительно редкую смену
поколений АЭУ. Полувековой опыт эксплуатации судовых АЭУ показал их
высокую надежность и безопасность, подтвердил правильность выбранного типа
установок - двухконтурных АЭУ на базе водо-водяных реакторов под давлением.
Большой вклад в развитие судовой ядерной энергетики внесли академики А.П.
Александров, Ф. М. Митенков, Н.С. Хлопкин, главные конструкторы И.И.
Африкантов, Ю.К. Панов, О.Б. Самойлов, Ю.П. Фадеев, Г.А. Гасанов, М.А. Казак, М.К. Блинов, В.И. Неганов, А.Е. Перевозчиков, В.Я. Демьянченко, Д.М. Клыков, Н.Н. Родионов, В.М. Воробьев, а также представители организаций промышленности и морского флота А.В. Поздеев, А.В. Воронцов, С.П. Болгаров, Л.И Щеголев, В.М.Беляев, В.И. Полуничев, В.И. Макаров, Б.Г. Пологих, А.И. Брандаус, Р.А. Каипов, А.К. Следзюк, Л.Г. Данилов и др.
В связи с расширением задач, стоящих перед ледокольным флотом, изменились технические требования к атомным ледоколам (увеличение ширины ледокола для проводки крупнотоннажных судов; увеличение мощности на валах для обеспечения большей ледопроходимости; повышение коэффициента использования мощности энергетической установки при увеличении скорости проводки каравана), соответственно возникли предпосылки для создания нового поколения судовых АЭУ. Для перспективных атомных ледоколов и судов на базе накопленного опыта создания и эксплуатации судовой и корабельной ядерной энергетики должны быть созданы новые технически более совершенные АЭУ. Судовые АЭУ нового поколения должны обладать улучшенными ресурсными характеристиками, позволяющими увеличить срок службы атомных судов и, соответственно, повысить экономическую эффективность при их использовании.
Одним из основных требований к ядерной установке, независимо от ее назначения, является безопасность. Особую остроту и актуальность проблема обоснования ядерной и радиационной безопасности объектов использования атомной энергии приобрела в связи с ужесточением международных и отечественных требований безопасности в области ядерной энергетики, обусловленными рядом тяжелых аварий, наиболее известными из которых являются аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» в США (1979 г.), Чернобыльской АЭС (1986 г) и АЭС «Фукусима» в Японии (2011 г.).
В 90-х гг. ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова (Л.П. Седаков, А.А. Крайнов, А.В. Воронцов) разработал методологию анализа аварий и научные подходы к обоснованию уровня безопасности системы «АЭУ – корабль – окружающая среда». В этих работах участвовали НИИ КиВ, АО «ОКБМ Африкантов», НИЦ «Курчатовский институт», ЦКБ-проектанты кораблей с ЯЭУ. Следует отметить, что основное направление работ было связано с созданием методологии разработки технического обоснования безопасности ЯЭУ кораблей, которые имеют существенное отличие от гражданских атомных судов по конструктивному исполнению, районам и условиям эксплуатации. Кроме того, на них распространяется другая нормативная база.
Проектируемые и строящиеся в настоящее время отечественные атомные суда должны удовлетворять как Правилам Российского Морского Регистра Судоходства (РМРС), так и нормативным требованиям Ростехнадзора по безопасности судовых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), разработанным и введенным в действие после 2000 г. При проектировании новых атомных судов (УАЛ пр. 22220, ПЭБ пр. 20870) возникла необходимость создания научно-методического подхода, позволяющего выполнить обоснование их безопасности в соответствии с требованиями действующих нормативных документов по ядерной и радиационной безопасности.
Создание АЭУ для перспективных объектов морской техники (ледоколов, арктических судов, ПЭБ, средств освоения морских месторождений полезных ископаемых) с обоснованием их ядерной и радиационной безопасности в соответствии с действующими нормативными требованиями является важной научной и практически значимой проблемой, решение которой обеспечивает промышленное освоение Арктики.
Целями данной диссертационной работы являются:
– определение перспектив развития судовых АЭУ;
– обоснование ядерной и радиационной безопасности атомных судов при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту;
– обоснование безопасности интегральных водо-водяных реакторов с естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ);
– научное обоснование и разработка технических решений по созданию ядерных энергетических установок нового типа для объектов морской техники и малой энергетики.
В диссертационной работе поставлены и решены следующие задачи:
-
Обоснование облика АЭУ с унифицированным оборудованием для перспективных ледоколов, арктических судов и ПЭБ.
-
Разработка научно-методического подхода для анализа ядерной и радиационной безопасности атомных судов при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту.
-
Анализ развития и оценка последствий аварий при внешних воздействиях, пожарах и взрывах на борту УАЛ пр.22220 и ПЭБ пр.20870.
-
Экспериментальное исследование процесса разгерметизации первого контура на модели интегрального водо-водяного реактора с ЕЦТ.
-
Верификация программы RELAP5/MOD3 для расчета процессов разгерметизации первого контура интегральных водо-водяных реакторов с ЕЦТ.
-
Расчетное исследование запроектных аварий реакторной установки (РУ) АБВ-6 с использованием программы RELAP5/MOD3.
-
Создание экспериментальной установки для определения температурного состояния макета тепловыделяющего элемента (твэла) при импульсном увеличении мощности.
-
Экспериментальное исследование температурного состояния макета твэла, находящегося в стоячей воде, при импульсном увеличении мощности.
-
Разработка математической модели и методики расчета температурного состояния твэла, находящегося в стоячей воде, при импульсном увеличении мощности.
-
Разработка математической модели и методики теплогидравлического расчета тепловыделяющего канала для активной зоны с прямой генерацией пара.
-
Разработка методик теплогидравлического расчета прямоточного парогенератора-конденсатора и контура естественной циркуляции интегрального реактора с пароконденсатным циклом (ПКЦ) в первом контуре.
-
Разработка технических предложений по созданию водо-водяного интегрального реактора с ПКЦ в первом контуре для глубоководного аппарата.
-
Определение основных характеристик малогабаритной энергетической электроядерной установки (ЭЛЯУ).
-
Разработка технических предложений по созданию малогабаритной энергетической электроядерной установки на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) и линейного ускорителя протонов.
Методы исследования. Методы математического и компьютерного моделирования, системного анализа, теории ядерных реакторов, теории теплообмена и экспериментальной теплофизики.
Научная новизна и основные научные результаты:
-
Разработан научно-методический подход для анализа ядерной и радиационной безопасности атомных судов при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту.
-
Получены экспериментальные данные по параметрам теплогидравлических процессов при разгерметизации модели первого контура интегрального водо-водяного реактора с ЕЦТ, предназначенные для верификации расчетных программ.
-
Выполнена верификация программы RELAP5/MOD3 для расчета теплогидравлических процессов при разгерметизации первого контура интегрального водо-водяного реактора с ЕЦТ.
-
Получены экспериментальные данные по температурному состоянию макета твэла, находящегося в стоячей воде при импульсном увеличении мощности.
-
Разработана физическая модель и получены зависимости для расчета нестационарного теплообмена в условиях ламинарной свободной конвекции однофазной жидкости в большом объеме при скачкообразном увеличении температуры поверхности нагрева.
6. Разработана математическая модель и методика расчета температурного
состояния твэла, находящегося в стоячей воде, при импульсном увеличении
мощности с учетом особенностей кипения в процессе разогрева до
закризисного состояния и после исчезновения внутренних тепловыделений.
-
Разработана математическая модель и методика теплогидравлического расчета парогенерирующего трехходового канала на основе кольцевого тепловыделяющего элемента с закруткой теплоносителя.
-
Обоснованы характеристики малогабаритной энергетической ЭЛЯУ.
Теоретическая и практическая значимость работы.
Теоретическая значимость работы заключается в создании:
научно-методического подхода для анализа ядерной и радиационной безопасности атомного судна при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту;
физических и математических моделей нестационарного теплообмена при скачкообразном увеличении температуры поверхности нагрева в условиях свободной конвекции однофазной жидкости и кипения;
математической модели тепловыделяющего канала активной зоны с прямой генерацией пара.
Практическая значимость работы:
разработаны предложения по облику АЭУ с унифицированным оборудованием для перспективных объектов морской техники – ледоколов, арктических судов и плавучих энергоблоков;
разработанная методология анализа аварий атомных судов применена для обоснования ядерной и радиационной безопасности универсального атомного ледокола и плавучего энергоблока;
результаты экспериментальных исследований теплогидравлических процессов при разгерметизации водо-водяного интегрального реактора с ЕЦТ предназначены для верификации расчетных кодов;
разработанная методика расчета температурного состояния твэла при импульсном разогреве позволяет выполнить анализ аварий с несанкционированным вводом избыточной реактивности при перегрузке активных зон водо-водяных реакторов, а также в исследовательских реакторах бассейнового типа;
разработанные методы теплогидравлического расчета трехходового парогенерирующего канала на основе кольцевого твэла с закруткой теплоносителя, парогенератора-конденсатора, контура естественной циркуляции с ПКЦ предназначены для расчета и оптимизации характеристик интегральных реакторов с прямой генерацией пара в активной зоне;
разработанные технические предложения по применению ПКЦ в интегральном реакторе обеспечивают создание малогабаритной АЭУ глубоководных средств освоения океана;
разработанные технические предложения по созданию нейтронно-производящих мишеней могут применяться для ЭЛЯУ различного назначения.
Внедрение результатов работы. Результаты работы внедрены в ОАО
«ЦКБ «ОСК-Айсберг» – в отчетах по обоснованию безопасности УАЛ пр.
22220 и ПЭБ пр. 20870; в ЗАО «Атомэнерго» – в проекте плавучей атомной
станции в г. Вилючинске; в ЦКБ «Балтсудопроект» – в техническом
обосновании безопасности ПАЭС «Волнолом-3»; в АО «ОКБМ Африкантов» –
в ОКР «Разработка технического проекта и технологий создания ядерного
источника энергии – энергоблока с электрической мощностью до 6 МВт для
объектов морской техники гражданского назначения», выполненной в рамках
ФЦП РГМТ; в АО «НИИЭФА им. Д.В. Ефремова» – в НИР «Разработка проекта
нейтронопроизводящей мишени из тантала для малогабаритной
электроядерной установки тепловой мощностью до 400 МВт»; в ФГУП «Крыловский государственный научный центр» – в ОКР «Разработка технических предложений по созданию атомной энергетической установки на базе унифицированной реакторной установки для перспективных ледоколов и арктических судов» и ОКР «Разработка проекта мелкосидящего ледокола для работы на арктическом шельфе», выполненных в рамках ФЦП РГМТ; в техническом обосновании безопасности исследовательского реактора У-3.
Степень достоверности и апробация результатов.
Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались на следующих конференциях: 4-я Ежегодная конференция Ядерного Общества «Ядерная энергия и безопасность человека» – NE-93, Нижний Новгород, 1993; Международная конференция по судостроению – ISC. Cекция D. Судовая энергетика, Санкт-Петербург, 1994; «200 лет служения России», ВВМИУ им. Ф.Э. Дзержинского, Санкт-Петербург, 1998; Вторая международная конференция по судостроению-ISC’98. Cекция D. Судовая энергетика, Санкт-Петербург, 1998; Международный семинар по использованию атомной энергии в океанах N’ocean 2000. Токио, Япония; 17 Международный семинар по динамике пучков и оптимизации-BDO’2000 Санкт-Петербург, 2000; Отраслевая конференция «Теплофизика-2001» Обнинск, 2001; Десятое международное совещание по
применению ускорителей заряженных частиц в промышленности и медицине.
Санкт-Петербург, 2001; 19-й международный семинар по динамике пучков и
оптимизации-BDO’2002, Санкт-Петербург, 2002; Третья международная
конференция по судостроению ISC’2002, Санкт-Петербург, 2002; ХI международное совещание по применению ускорителей заряженных частиц в промышленности и медицине (JCAA’05), Санкт-Петербург, 2005; Научно-техническая конференция «Фарватер-2007», ГМА им. адм. С.О. Макарова, Санкт-Петербург, 2007; Международная конференция NSN’2007, Санкт-Петербург, 2007; XXIV Конференция по линейным ускорителям LINAC‘2008, Канада, 2008; Межотраслевая научно-практическая конференция ПАТЭС-2008, Нижний Новгород, 2008; 11-ая международная конференция по вычислительной физике ICAP 2012, Росток, Германия, 2012; Всероссийская конференция по ускорителям заряженных частиц RuPAC 2012, Санкт-Петербург, 2012; Межотраслевая научно-техническая конференция «Корабельная ядерная энергетика XXI века» КЯЭУ-2012, г. Сосновый Бор, 2012; 11-е международное совещание по применению ускорителей в ядерной физике, AccApp-2013, Брюгге, Бельгия, 2013; 5-я международная конференция по ускорителям заряженных частиц IPAC 2014, Дрезден, Германия, 2014; XII Всероссийское совещание по проблемам управления ВСПУ-2014, Москва, 2014; 20-й международный семинар по динамике пучков и оптимизации – BDO’2014, Санкт-Петербург, 2014; Конференция «Российское кораблестроение от академика А.Н. Крылова до наших дней», Санкт-Петербург, 2014; Международный конгресс по достижениям в области ядерных энергетических установок (ядерные инновации для низкоуглеродного будущего) ICAPP 2015, Ницца, Франция, 2015; Международная конференции «IX семинар ВУЗов по теплофизике и энергетике», г. Казань, 2015; Международная конференция по судостроению и океанотехнике (NAOE 2016), Санкт-Петербург, 2016.
Личный вклад автора. Основные научные результаты, выносимые на защиту, получены автором лично. Во всех работах, которые выполнены в соавторстве, соискатель непосредственно участвовал в постановке задачи исследования, разработке математических моделей физических процессов и методик расчета элементов ЯЭУ, экспериментальных исследованиях, включая проектирование экспериментальных установок, планирование, проведение и анализ результатов экспериментов.
Публикации. Материалы диссертации опубликованы в 42 печатных работах, из них 22 в рецензируемых журналах, входящих в перечень ВАК, 1 монографии и 2 изобретениях.
Структура и объем диссертации. Диссертационная работа изложена на 286 страницах машинописного текста и состоит из введения, шести глав, заключения и одного приложения, списка литературы, включающего 351 наименование. Работа содержит 99 рисунков и 41 таблицу.
Перспективные реакторные установки
В 90-х гг. в ЦНИИ им. акад. А.Н. Крылова (Л.П. Седаков, А.А. Крайнов, А.В. Воронцов) разработаны методология анализа аварий и методы обоснования уровня безопасности системы «АЭУ – корабль – окружающая среда» [68 – 72]. В этих работах участвовали I ЦНИИ МО РФ, ОАО «ОКБМ Африкантов», НИЦ «Курчатовский институт», ЦКБ-проектанты кораблей с ЯЭУ. Следует отметить, что основное направление работ было связано с разработкой методологии разработки технического обоснования безопасности (ТОБ) ЯЭУ кораблей, которые имеют существенное отличие от гражданских атомных судов по конструктивному исполнению, районам и условиям эксплуатации; кроме того, на них распространяется другая нормативная база [73].
Анализ аварийных ситуаций, вызванных внешними воздействиями на атомное судно, включает определение первичных последствий на основе данных по масштабам разрушений корпусных конструкций судна и состоянию оборудования и вторичных радиационных последствий.
Для определения характера и масштаба разрушений или повреждений корпусных и защитных конструкций судна, параметров ударных и иных динамических воздействий, установления первичных отказов и разрушений в составе оборудования и системах безопасности ЯЭУ использован комплекс методик и программных средств, разработанный ФГУП «Крыловский государственный научный центр». Данный комплекс включает методики определения характера и объема разрушений корпусных конструкций энергетических отсеков в результате навигационных аварий (Апполонов Е.М., Нестеров А.Б.) [74, 75], характера разрушений и параметров сотрясений корпусных конструкций судна при воздействии взрывов и падении летательных аппаратов (Дульнев А.И.) [76, 77], степень повреждения элементов оборудования ЯЭУ при динамических сотрясениях (Мерикова Т.А., Троицкий А.В.). Достоверность методик подтверждена многочисленными расчетными и экспериментальными исследованиями на натурных стендовых установках ФГУП «Крыловский государственный научный центр», а также испытаниями кораблей и судов.
Моделирование пожаров в помещениях судна осуществлялось с использованием программы Fire, разработанной ФГУП «Крыловский государственный научный центр» (Жаренков В.П., Шедько С.В.) [78, 79].
Анализ радиационных последствий аварий выполнялся с использованием программ и методик, разработанных для определения переноса активности по помещениям судна, расчёта доз проникающего гамма-излучения на постах, определения радиационной обстановки на местности, обусловленной выбросом радионуклидов в атмосферу, и расчёта последствий поступления радиоактивных веществ в морскую воду (Балабин В.П., Ганул М., Кучин Н.Л., Сергеев И.В.) [80 – 85].
В диссертационной работе представлен методический подход к анализу ядерной и радиационной безопасности гражданских атомных судов при внешних воздействиях, взрывах и пожарах на борту, разработанный автором. На основе данного подхода разработаны разделы ООБ УАЛ пр. 22220 и ПЭБ пр. 20870, касающихся обоснования безопасности ЯЭУ при внешних воздействиях.
Типовой перечень внутренних исходных событий, рассматриваемый при анализе безопасности РУ, в принципе, одинаков как для АЭС с водо-водяными реакторами, так и для судовых ЯЭУ [43, 86]. Для анализа развития аварийных процессов в РУ, возникающих в результате внутренних исходных событий, могут использоваться программные средства универсальные для транспортных и стационарных реакторов [87]; при этом необходима верификация, подтверждающие возможность их применения для конкретной РУ. Адекватность и точность математического моделирования устанавливаются по результатам экспериментальной проверки (верификации) расчетных программ. RELAP5/MOD3 является одной из наиболее признанных в мире программ для расчета аварийных теплогидравлических процессов в водоохлаждаемых реакторах [88, 89]; однако, в настоящее время она аттестована применительно только к одному типу отечественных реакторов – водо водяным энергетическим реакторам (ВВЭР) [87]. С целью обоснования возможности использования программы RELAP5/MOD3 для анализа аварийных процессов в интегральном водо-водяном реакторе (ВВР) с естественной циркуляцией теплоносителя (ЕЦТ), который конструктивно отличается от ВВЭР, и для отработки расчетной схемы данного реактора в рамках диссертационной работы автором выполнено расчетно-экспериментальное исследование теплогидравлических процессов при разгерметизации первого контура модели интегрального реактора. Результаты исследований были использованы при разработке проекта (ТОБ) ПАТЭС «Волнолом-3».
К числу наиболее опасных аварий, которые могут привести к недопустимому разогреву твэлов и разрушению активной зоны, относится несанкционированное увеличение нейтронной мощности, вызванное введением положительной реактивности. Аварии, характеризующиеся развитием неконтролируемой самоподдерживающейся цепной реакции деления (СЦР), могут произойти из-за нарушений персоналом регламента работ при испытаниях, ремонтах, перегрузках топлива или эксплуатации ЯЭУ. В настоящее время известны подобные аварии, приведшие к трагическим последствиям: авария на реакторе SL-1 (США) [90], авария на Чернобыльской АЭС [91], авария при загрузке активной зоны атомной подводной лодки (АПЛ) на заводе в пос. Чажма (1985 г.) [92]. В результате аварий с СЦР, имевших место на реакторах и критических сборках [90], наблюдались различные состояния твэлов – как полное разрушение или расплавление, так и сохранение герметичности и работоспособности. Определение температурного состояния активной зоны при этих авариях вызывает ряд трудностей, которые связаны с недостаточной изученностью быстропротекающих процессов в реакторе. В частности, отсутствуют надежные методики расчета тепловых процессов при импульсном увеличении мощности активной зоны.
В диссертационной работе представлена разработанная автором методика расчета температурного состояния твэла, находящегося в стоячей воде, при импульсном увеличении мощности тепловыделений, и представлены результаты ее экспериментальной проверки.
Данная методика использовалась в ФГУП «Крыловский государственный научный центр» для анализа последствий гипотетических аварий при строительстве и ремонте кораблей с ЯЭУ на судостроительных и судоремонтных заводах, а также при анализе запроектных аварий в отчете по обоснованию безопасности исследовательского реактора У-3.
Развитие ядерных энергетических установок для объектов морской техники и малой энергетики связано с использованием водо-водяных реакторов интегрального типа [93]. В более далекой перспективе возможно применение водоохлаждаемых реакторов со сверхкритическими параметрами [94] или газовых реакторов [58, 95].
Проблема создания малогабаритных ЯЭУ для глубоководных объектов приводит к необходимости перехода от эволюционного развития традиционных установок с водо-водяными реакторами к поиску качественно новых решений. Большая глубина погружения определяет архитектурный облик прочного корпуса энергоблока, например, представляющего собой систему сфер ограниченного диаметра [96 – 98]. В этом случае при разработке облика АЭУ и реакторной установки необходимо исходить из требования обеспечения минимально возможных массогабаритных характеристик с сохранением высокого уровня надежности и безопасности.
Навигационные аварии
В соответствии с Правилами РМРС [40], каждая реакторная установка на атомном судне должна размещаться в отдельной герметичной ЗО, обеспечивающей локализацию аварий с разгерметизацией первого контура.
К настоящему времени ЗО реализованы в двух вариантах: - в виде отдельного контейнера по форме близкого к цилиндрической, рассчитанная на избыточное давление при максимальной проектной аварии без использования специальных систем снижения аварийного давления (1,2 – 1,4 МПа), с единым внутренним пространством; - прямоугольного типа с плоскими стенками, рассчитанная на избыточное давление при максимальной проектной аварии с учетом работы специальных систем снижения аварийного давления (0,2 – 0,5 МПа), внутреннее пространство разделено на два помещения: реакторное (нижнее) и аппаратное (верхнее). ЗО первого типа, применявшиеся на зарубежных атомных судах [183], позволяют отказаться от специальных средств снижения давления, однако их конструктивно сложно размещать в отсеке судна. ЗО второго типа в настоящее время применятся на всех отечественных судах [184].
На УАЛ и ПЭБ установлены защитная оболочки с плоскими стенками, рассчитанные на избыточное давление 0,4 МПа. Снижение давления в ЗО осуществляется как за счет конденсации пара на поверхности секций теплообменников, охлаждаемых водой ЦАР, так и за счет расширения среды при соединении между собой аппаратного и реакторного помещений ЗО, кроме того на ПЭБ используется барботаж парогазовой среды в специальной цистерне, а на УАЛ перепуск среды в коффердам между ЗО двух РУ.
В перспективе на атомных судах может быть установлена ЗО цилиндрической формы, рассчитанная на избыточное аварийное давление 1,0 МПа, что позволит отказаться от сброса среды в коффердам и существенно снизить мощность системы снижения аварийного давления (ССАД) или полностью исключить данную систему.
На базе ПГБ РУ РИТМ-200 (единичной тепловой мощностью 175 МВт) АО «ОКБМ Африкантов» предложен мощностной ряд ПГБ в диапазоне мощностей 150 – 250 МВт (табл. 1.8).
В рассматриваемых ПГБ сохранены конструктивные особенности ПГБ РУ РИТМ-200, в частности, гидрокамеры с ЦНПК установленными на патрубках, подсоединенных к корпусу интегрального реактора сбоку. Диаметр корпуса ПГБ различной мощности остается неизменным, что сохраняет технологию производства корпуса, а также позволяет сохранить количество ТВС в активной зоне. Повышение мощности ПГБ обеспечивается за счет увеличения высоты реактора, при этом увеличивается высота активной зоны, длина и поверхность теплообмена в ПГ, высота и мощность двигателя ЦНПК. Конструктивное исполнение элементной базы РУ, включая ТВС и парогенерирующие элементы (ПГЭ), соответствует установке РИТМ-200.
В рассматриваемых РУ номинальная мощность ПГБ соответствует температуре питательной воды 105оC, характерной для атомных ледоколов. При температуре питательной воды 170 оC, характерной для ПЭБ, номинальная мощность ПГБ РУ РИТМ 200 снизится с 175 до 150 МВт. Таким образом, РУ РИТМ 200 может быть дефорсирована без конструктивных изменений.
На основе предложенного мощностного ряда ПГБ могут быть созданы АЭУ для атомных судов с мощностью на валах от 30 МВт (однореакторная установка с ПГБ тепловой мощностью 150 МВт) до 100 МВт (двухреакторная установка с ПГБ тепловой мощностью по 250 МВт).
Для ледокола-лидера с мощностью на валах не менее 110МВт для двухректорной АЭУ требуется разработка ПГБ мощностью 350 МВт.
В качестве базового варианта перспективных РУ номинальной мощностью 175 и 350 МВт в рамках ФЦП РГМТ (ОКР «Универсал») ОКБМ предложены РУ РИТМ-200Б и РИТМ-400 [181, 182] (см. рис. 1.1, табл. 1.9). РУ РИТМ-200Б, разработанная основе РУ РИТМ-200, обладает лучшими конструктивными и массогабаритными характеристиками, а также повышенной степенью безопасности.
Структура и состав систем РУ РИТМ-200Б и РИТМ-400 во многом аналогичны, при этом характеристики оборудования (мощность насосов, площадь поверхности теплообменников, проходные сечения трубопроводов и арматуры) различаются в соответствии с тепловой мощностью РУ.
Основным отличием принятой конструкции ПГБ РИТМ-200Б и РИТМ-400 от РИТМ-200 является расположение ЦНПК на крышке корпуса ПГБ. При этом для обеспечения приемлемых массогабаритных характеристик ПГБ с верхним расположением ЦНПК были приняты следующие технические решения: - увеличено количество ЦНПК с четырех (РУ РИТМ-200) до шести (РУ РИТМ-200Б), что обеспечивает снижение диаметрального габарита ЦНПК; - реализован переход на эллиптическую крышку ПГБ, обладающую лучшими прочностными характеристиками по сравнению с традиционно применяемыми в отечественных транспортных РУ плоскими крышками; - применены приводы компенсирующей группы (КГ) столбчатого типа, обеспечивающие снижение затесненности на крышке корпуса ПГБ. Перечисленные решения обеспечивают: - повышение технологичности изготовления корпуса ПГБ; - улучшение условий транспортировки корпуса ПГБ; - оптимизацию конструкции биологической защиты в защитной оболочке (ЗО); - снижение затесненности в ЗО; - улучшение доступа к основному оборудованию. В проекте РУ не рассмотрена возможность непрерывного регулирования расхода теплоносителя в зависимости от мощности реактора, которая может быть реализована при частотном регулировании скорости вращения ЦНПК. В перспективе переход на непрерывное регулирование скорости вращения ЦНПК позволяет поддерживать постоянную температуру теплоносителя на входе и выходе из активной зоны на разных уровнях мощности РУ, что снижает термоциклирование в переходных режимах работы РУ и положительно сказывается на маневренных характеристиках установки.
В перспективе следует рассмотреть технические возможности, позволяющие отказаться от охлаждения ЦНПК малой мощности и приводов исполнительных механизмов СУЗ водой третьего контура, что существенно упростит эту систему.
В РУ РИТМ-200 предусматривается постоянная работа системы очистки теплоносителя в течение всего времени функционирования установки. Опыт эксплуатации атомных судов показывает отсутствие необходимости постоянной очистки теплоносителя, которую следует производить при повышении активности I контура до предельно допустимых величин. Система очистки и расхолаживания с протяженными разветвленными трубопроводами и большим количеством арматуры является наиболее уязвимой системой I контура, поэтому следует рассмотреть возможность ее отключения от реактора при нормальной эксплуатации, что повысило бы показатели безопасности РУ РИТМ-200Б и РИТМ-400.
Математическое моделирование нестационарных процессов в ВВР
Методика расчета взрывов баллонов базируется на положениях [208 - 210]. Предполагалось, что баллоны с нереагирующими газами (воздухом, азотом, аргоном) разрушаются при давлении, превышающем в два раза рабочее давление, и вся энергия сжатого газа переходит в кинетическую энергию осколков и энергию расширяющегося газа. На основании данных по расчетной скорости осколка и его массе с использованием полуэмпирической зависимости определяется предельная толщина эквивалентной стальной преграды 5Э=Кс-\ п-и-\0, (2.6) где э - толщина эквивалентной стальной преграды, мм; Кc - коэффициент, зависящий от свойств преграды (Кс = 5); т - масса осколка, кг; —, п - количество осколков. Разрушения в заданном направлении распространяются до тех пор, пока суммарная толщина корпусных конструкций и фиктивных преград, учитывающих насыщение помещения (оборудование, мебель и т.п.) не будет равна толщине эквивалентной стальной преграды. В результате расчетных оценок определены размеры областей разрушения, в которых могут получить повреждения корпусные конструкции и оборудование. Считается, что все оборудование, попадающее в область разрушения, выходит из строя.
Методика определения параметров воздушной ударной волны при взрыве взрывчатых веществ и горюче-смазочных материалов на берегу базируется на положениях Руководства [209], рекомендованного Ростехнадзором России к использованию при обосновании безопасности объектов ядерной энергетики.
В качестве критериев стойкости ПЭБ к внешним взрывам приняты значения избыточного давления на корпус ПЭБ, при которых обеспечивается прочность корпусных конструкций и системы раскрепления. Предельное значение избыточного давления, которое выдерживают корпусные конструкции ПЭБ, составляет 50 кПа. Предельная величина избыточного давления, при котором усилия в штангах раскрепления ПЭБ не превышают допустимых значений, составляет 15 кПа.
Методика анализа радиационных последствий запроектных аварий атомных судов [80 -85, 211, 212] включает следующие этапы: - определение интенсивности источника радиоактивного загрязнения на основе данных по состоянию помещений реакторного отсека, систем и оборудования АЭУ в результате аварии, накоплению радионуклидов в активной зоне и активности теплоносителя 1-го контура; - анализ переноса активности за пределами судна; в зависимости от состояния судна этот этап включает расчет выбросов и переноса радионуклидов в атмосфере или в морской среде; - определение радиационной обстановки и масштабов загрязнения окружающей среды. Этот этап включает расчет доз радиационного воздействия на население, обусловленного возможными выходами радионуклидов в окружающую среду. В случае затопления судна рассматриваются радиоэкологические последствия, которые учитывают воздействие радиационных факторов на флору и фауну и определяют скрытый характер воздействия на человека по пищевым цепочкам через морепродукты.
Масштаб воздействия аварийных выбросов на население и окружающую среду в значительной степени определяется процессами рассеяния радиоактивных примесей в атмосфере. Эти процессы зависят как от параметров выброса (длительность, высота), так и от направления и скорости ветра, состояния устойчивости атмосферы в момент выброса. Следуя консервативному подходу при оценке последствий, все аварийные выбросы принимаются по длительности кратковременными; это позволяет считать, что в период аварийного выброса не изменяются направление и скорость ветра, а также условия рассеяния примеси в атмосфере [211].
При затоплении судна с поврежденным первым контуром предполагается, что в забортное пространство происходит выход всего теплоносителя первого контура, причём в морскую воду попадают все радионуклиды, содержащиеся в теплоносителе, за исключением радиоактивных благородных газов (РБГ), которые выходят в атмосферу. В дальнейшем происходит медленный процесс поступления в забортное пространство радионуклидов, находящихся в ядерном топливе. Радионуклиды, выходящие из ядерного топлива, перед поступлением в забортное пространство переносятся по цепочке последовательных объемов: первый контур, ЗО, реакторный отсек [80].
Проблема переноса радиоактивных нуклидов в морской воде от аварийного судна с АЭУ относится к задачам о нахождении поля примеси в морской среде. Пространственно-временное распределение примесей в океане (поле концентраций) имеет вид трехмерного гауссовского распределения, параметры которого определяются гидродинамическими факторами (перенос течением, турбулентная диффузия). На радиоактивное загрязнение также оказывают влияние физические (радиоактивный распад, адсорбция взвесью, переход в другое агрегатное состояние, например, коллоид - взвесь), биологические (накопление и перенос нуклидов живыми организмами) и химические факторы. Наиболее значимы при тяжелой радиационной аварии радионуклиды, вышедшие из ядерного топлива. Поскольку длительное загрязнение океана при выходе продуктов деления из топливной композиции определяется, в основном, радионуклидами Cs-137 и Sr-90, при рассмотрении переноса в морской среде продуктов деления, вышедших из поврежденной активной зоны, можно ограничиться учётом гидродинамических факторов.
Критериями оценки экологических последствий радиационных аварий на море являются масштабы зон акваторий, вовлеченных в послеаварийное загрязнение, концентрации наиболее биологически значимых радионуклидов в водных массах и донных отложениях и, как следствие этого, возможные уровни накопления радионуклидов в органах и тканях промысловых морских организмов и их кормовой базы. Эти показатели определяют уровни радиационного воздействия на население по прямым и непрямым путям, в частности, при поступлении радионуклидов с морской частью пищевых рационов [212].
В нормативных документах, регламентирующих обоснование ядерной и радиационной безопасности судов с ЯЭУ, отсутствуют четкие определения конечных состояний ядерной установки, которые следует использовать при анализе аварий. Из существующих подходов к определению конечных состояний ядерной установки (атомного судна) следует отметить классификацию состояний атомного судна в Правилах РМРС [40], классификацию аварийных состояний ЯЭУ, разработанную для сравнительной оценки безопасности корабельных и судовых ЯЭУ [213, 214], международную шкалу МАГАТЭ для оценки значимости ядерных и радиологический событий (ИНЕС) [197] и классы нарушений при обращении с радиационными источниками и радиоактивными веществами, представленные в нормативном документе [215].
В соответствии с Правилами РМРС [40], состояния судна и его АЭУ разделяются на четыре класса (табл. 2.3) в зависимости от частоты их появления и предполагаемых последствий, которые могут иметь место при нормальной эксплуатации или предвидимых эксплуатационных неисправностях и авариях, а также при воздействии на судно или плавучие сооружение внешних или внутренних сил опасных природных явлений и явлений, вызванных человеческой деятельностью. Данная классификация имеет высокую степень неопределенности, поскольку использует достаточно размытые понятия «не часто», «редко», «очень редко» «незначительными отклонениями», «значительными отклонениями», «неприемлемым выбросам».
Экспериментальное и расчетное исследование теплового состояния имитатора твэла при импульсном увеличении мощности
В качестве исходных событий аварии с разгерметизацией первого контура рассматривались: обрыв патрубка, соединяющего реактор с компенсатором давления, приводящий к истечению из верхней части реактора через отверстие диаметром 15 мм; появление трещины в нижней части корпуса реактора, приводящее к течи через отверстие условным диаметром 9,5 мм. В качестве дополнительного отказа в обоих случаях принимался одновременный отказ систем аварийной проливки и расхолаживания реактора. В соответствии с моделью эксплуатации принималось, что до аварии реактор работал 13 часов на 100% Nном и 8000 часов на 60% Nном.
Разрыв трубопровода, соединяющего реактор с компенсатором давления (рис. 3.19). В данном случае давление в первом контуре за 9 сек снижается до величины 12,5 МПа, при которой срабатывает аварийная защита реактора. С этого момента расход питательной воды через парогенератор начинает снижаться со скоростью 3% Gном в секунду практически до нуля, а тепловая мощность реактора определяется уровнем остаточных энерговыделений. В дальнейшем при вскипании теплоносителя в наиболее нагретых участках первого контура падение давления замедляется. К 30 сек уровень теплоносителя в реакторе опускается ниже переливных окон ПГ, что приводит к разрыву циркуляции в контуре и резкому уменьшению расхода теплоносителя через активную зону. Дальнейшее снижение уровня теплоносителя приводит к переходу от водяного истечения через разрыв к паровому и, соответственно, уменьшению расхода утечки через разрыв. Начиная с 600 сек, вплоть до начала оголения активной зоны, температура оболочек твэлов практически равна температуре насыщения теплоносителя. Осушение активной зоны начинается на 5200-ой сек. Вследствие оголения активной зоны наблюдается медленный разогрев твэлов в верхней части ТВС. Плавление легкоплавкой компоненты топливной композиции начинается в верхней части твэлов через 13800 сек после начала аварии.
В результате расчетного исследования было обнаружено существенное влияние теплоотвода в ПГ на развитие аварии. При наличии номинального расхода воды по второму контуру ПГ на протяжении всей аварии, обеспечивается хороший теплосъем в ПГ за счет конденсации пара, генерируемого в активной зоне. В результате давление в первом контуре интенсивно снижается, что приводит к уменьшению расхода утечки через разрыв и отдаляет момент начала осушения активной зоны на 50000 сек по сравнению со случаем, в котором теплоотвод в ПГ отсутствует.
Отрыв патрубка компенсатора давления В этом случае давление в первом контуре поддерживается с помощью системы компенсации давления и достигает уставки срабатывания аварийной защиты на 90 сек после начала аварии. При этом на протяжении 400 сек первый контур подпитывается водой из КД, после чего в контур начинает поступать газ. При разгерметизации корпуса в нижней части на протяжении 2500 сек имеет место водяное истечение, а начало осушения активной зоны наступает на 1200 сек. Последствия данной аварии усугубляются тем, что к моменту начала оголения активной зоны остаточное энерговыделение достаточно высоко. При этом плавление легкоплавкой компоненты топливной композиции твэлов начинается на 3000 сек после начала аварии. При этой аварии влияние теплосъема в ПГ на временные характеристики процесса менее существенно, чем в предыдущем случае, поскольку давление в контуре поддерживается газом.
Разгерметизация первого контура при работе реактора в режиме саморегулирования (рис. 3.20). Расчетный анализ процесса разгерметизации реактора АБВ-6 без срабатывания аварийной защиты (в режиме саморегулирования) показал, что мощность реактора длительное время (до момента размыкания контура ЕЦ) остается на уровне близком к номинальному, что является характерной особенностью, присущей интегральному реактору со 100% ЕЦ однофазного теплоносителя.
Давление первого контура Объемное паросодержание в Температура поверхности - результат ОКБМ активной зоне твэла - низ (0,14 м) - середина (0,42 м) - середина (0,42м) - низ (0,14 м) - верх (0,70 м) - верх (0,70 м) Рисунок 3.20 – Разгерметизация в нижней части корпуса При обрыве патрубка КД (рис. 3.21) мощность реактора удерживается на уровне более 75% Nном в течение 100 сек после начала аварии, а при течи в нижней части корпуса (рис. 3.22) мощность реактора превышает 85% Nном в течение 570 сек (реактор подпитывается водой из КД). Это явление связано с тем, что при разгерметизации первого контура вскипание теплоносителя происходит в наиболее прогретых местах: индивидуальных тяговых и общем подъемном участках, а в активной зоне средняя плотность теплоносителя не меняется, поскольку подкипание воды на выходе из ТВС компенсируется незначительным понижением средней температуры воды в активной зоне. Только после размыкания контура циркуляции происходит интенсивное вскипание воды в активной зоне и реактор переходит в подкритическое состояние. Мощность реактора спадает до уровня остаточных энерговыделений, и в дальнейшем аварийная ситуация развивается аналогично рассмотренным выше авариям. Расчеты показали, что, несмотря на высокий уровень мощности на начальной стадии аварии, разогрева твэлов за этот период не происходит.