Разработка методов расчета термопрочности корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии

На современном этапе развития промышленного производства электроэнергии не видно сколь — нибудь значимых альтернативных способов ее получения, способных, при соблюдении всех необходимых мер безопасности и прочих равных условиях, в полной мере конкурировать с производством энергии на основе ядерных источников. Вместе с тем, как показали события конца семидесятых и середины восьмидесятых годов, когда произошли крупнейшие аварии на АЭС Three Mile Island Unit II (TMI — 2) (1979 г.) и четвертом блоке Чернобыльской АЭС (1986 г.), ядерные энергетические установки (ЯЭУ) несут в себе принципиально новый источник опасности, заключающийся в тяжелом поражении человека и окружающей среды за счет распространения и воздействия радиоактивных материалов, степень загрязнения которыми территорий, прилегающих к АЭС, определяется тяжестью аварии. Поэтому в настоящее время для надежного обоснования безопасности ЯЭУ необходимо детальное рассмотрение широкого спектра возможных аварийных ситуаций, включая тяжелые — запроектные аварии. Решая задачи безопасности, необходимо учитывать психологическую сторону проблемы, которая сводится к осознанию того, что никакой допустимый уровень выбросов радиоактивных материалов в аварийной ситуации, даже если он не приводит к заметным последствиям, не воспринимается общественным мнением в качестве приемлемого. Только концепция предотвращения всяких аварийных выбросов способна завоевать социальное доверие.

Хотя на текущий момент времени отсутствует специальный регулирующий документ, который содержал бы систематическое изложение требований и методических рекомендаций по разработке мер и руководств по правлению запроектными авариями и, в частности, еще не завершена работа по разработке единого подхода к управлению запроектными авариями, согласованного всеми участниками процесса проектирования и эксплуатации ЯЭУ, в действующих нормативных документах уже имеется ряд детальных требований к учету запроектных аварий при проектировании АЭС. Для корпусных реакторов типа ВВЭР (Водо — Водяной Энергетический Реактор) такие требования наиболее полно излагаются в документах ПНАЭ Г-1−011−89 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88) и ПНАЭ Г-01−036−95 «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР». Отдельные аспекты проблематики запроектных аварий отражены также в ПНАЭ Г-1−024−90 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» (ПБЯ-89), ПНАЭ Г-1−024−90 «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности». Согласно ОПБ-88 в качестве запроектной определяется авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны.

С точки зрения радиационных последствий преобладающими являются следующие аварии с разрушением активной зоны [1]:

• авария с потерей теплоносителя, сопровождающаяся отказом активных систем охлаждения ;

• авария с потерей источников энергоснабжения — нормального и аварийного;

• аварийные переходные процессы без остановки реактора, в частности, обесточивание всех главных циркуляционных насосов с отказом аварийной защиты;

• аварии с выделением реактивности .

Последствия большинства других аварий могут быть сведены к рассмотренным выше.

Считается, что частота серьезных повреждений активной зоны не должна превышать 10″ 5−10″ 6 на реактор в год [1, 2], а частота значительного выброса радиоактивных веществ в атмосферу после аварии должна быть не более 10″ М0″ 7 на реактор год. Выполнение указанных требований предполагает глубокий и всесторонний анализ целого ряда физико-химических, теплогидравлических, механических задач, математическое и физическое моделирование процессов тяжелой аварии.

В традиционном понимании феноменология тяжелой аварии укрупненно сводится к следующей совокупности событий и явлений [1−3]:

• Прекращение теплоотвода от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), которое может произойти вследствие утечки теплоносителя, либо за счета его выкипания из-за потери циркуляции.

• Разогрев, окисление и плавление компонентов активной зоны (ТВЭЛы, дистанцирующие решетки, головки топливных сборок, регулирующие стержни и другие элементы) с образованием кориума — твердо — жидкой смеси материалов активной зоны. Ограниченное плавление материалов начинается при относительно низких температурах (~ 1200 — 1400 °С) с повреждением регулирующих стержней, дистанцирующих решеток и частично оболочек ТВЭЛов. При повышении температур до уровня ~ 1850 — 2000 °C плавление циркония ТВЭЛов сопровождается растворением диоксидов циркония (£г02) и урана (1Ю2). Глобальное расплавление активной зоны происходит при температурах порядка ~ 2600 — 2900 °C, когда плавятся Ъх02 и Ш2.

• Перемещение кориума в нижнюю камеру реактора. По мере плавления компоненты активной зоны начинают перемещаться вниз под действием гравитации. Соприкасаясь с более холодными нижерасположенными элементами зоны, жидкая фаза кориума затвердевает, образуя блокады, способствующие дальнейшему разрушению зоны. Изучение конфигурации активной зоны ТМ1 — 2 (рис. 1), показало, что можно выделить три материала, перемещение которых может происходить при различных температурах и, следовательно, в разное время аварии: а) металлические расплавыб) расплавы диоксидовв) твердые керамические обломки. Поврежденная область была сосредоточена в центральной по радиусу части активной зоны ТМ1 — 2. В верхней части поврежденной области находились мелкие твердые обломки топливных таблеток и двуокиси циркония. Нижняя часть содержала бассейн расплава оболочек ТВЭЛов и диоксида урана, окруженный коркой. В конечном итоге расплавленные материалы, после разрушения твердой корки, окружающей бассейн расплава, попадают в нижнюю камеру реактора. Кроме рассмотренного механизма расплав может попасть в нижнюю камеру, непосредственно проплавив стенку отражателя и стекая в виде струи по внутренней поверхности корпуса [4,5].

• Выход кориума из реактора. При попадании кориума в нижнюю камеру возникает опасность повреждения корпуса в окрестности днища. В зависимости от конструкции рассматриваются различные механизмы нарушения целостности корпуса реактора. Одним из возможных механизмов повреждения корпусов реакторов типа Р? Б1, ВШИ является эрозия корпуса под прямым воздействием струи. Многочисленные.

Рис. 1 стальные конструкции расположенные в нижней камере реактора ВВЭР — 1000, а также наличие остатка теплоносителя делают указанный тип повреждения практически нереализуемым. Корпуса реакторов типа РШЯ, ВШИ имеют в днище проходки. Кориум, воздействуя на трубу проходки, расплавляет ее и стекает вниз по трубе, образуя корку на ее внутренней поверхности, либо сплошную пробку. Если температура кориума или остаточное тепловыделение в нем достаточно велики, то труба проходки может разрушится в^не корпуса, открыв таким образом прямой путь к истечению кориума за пределы корпуса, кроме того, к этому же результату может привести воздействие расплава кориума на сварной шов, повреждение которого может привести к выбросу трубы из корпуса [5]. Интенсивный разогрев стенок корпуса за счет остаточных тепловыделений в кориуме способствует активизации процессов высокотемпературной ползучести в корпусе реактора, работающего под давлением. Как следствие, помимо непосредственного проплавления стенки, возникает опасность механического разрушения за счет накопления рассеянных повреждений и прогрессирующего утонения стенки в наиболее разогретой области корпуса. • Воздействие кориума на бетонную защитную оболочку энергоблокаконтейнмент происходит после разрушения корпуса и может сопровождаться комплексом явлений таких как (а) прямой нагрев [1,3], заключающийся быстром разогреве атмосферы контейнмента, (б) паровой взрыв, (в) взаимодействие кориума с бетоном.

Таким образом для российских реакторов работающих под давлением типа ВВЭР и зарубежных типа Р? К. первым барьером на пути распространения радиоактивных материалов после разрушения активной зоны является корпус. Очевидно, что последствия тяжелой аварии с точки зрения радиационной опасности будут наименьшими, если удастся предотвратить истечение кориума за пределы корпуса, либо, если избежать последнего невозможно, минимизировать контур истечения кориума из корпуса. В связи с указанной проблемой в настоящее время активно разрабатывается [4,5] концепция безопасности, именуемая как «Удержание кориума в пределах корпуса реактора» («In-vessel corium retention»). В рамках данной концепции проводятся широкие экспериментальные исследования, позволяющие понять механизмы явлений деградации активной зоны и перемещения кориума в нижнюю камеру, состояния кориума на днище [6,7,8], взаимодействия кориума с материалом корпуса [8,9], состояния корпуса в условиях воздействия интенсивных тепловых потоков и механических нагрузок [9]. В то же время совершенно ясно, что сколь бы не был широк круг испытаний, невозможно охватить весь спектр возможных аварийных сценариев, кроме того, каждое испытание применительно к реальной геометрии реактора представляет трудно выполнимую и весьма дорогостоящую задачу (на данный момент известно несколько подобных работ (Theofanous с сотрудниками)). Поэтому необходимо создание надежных методик расчета различных явлений, позволяющих проанализировать меру опасности того или иного варианта развития событий в ходе аварии, и, «материализованных» в виде законченных компьютерных кодов.

Анализ термопрочности корпуса является одной из важнейших задач при моделировании процессов тяжелой аварии поскольку: (а) механическое разрушение вследствие высокотемпературной ползучести может произойти существенно раньше сквозного проплавления стенки- (б) наступление теплового равновесия в системе кориум — корпус даже без изменения геометрии корпуса еще не гарантирует сохранения целостности корпуса в течение требуемого промежутка времени. При термомеханическом анализе преследуются следующие основные цели: оценить время разрушения корпуса, определить характер разрушения (геометрию разрушенной области), а также выяснить существуют ли какие меры внешнего воздействия на корпус, способные предотвратить, либо затормозить протекание аварии в наиболее опасном русле. Такая информация необходима при проектировании защитных сооружений, которые располагаются в шахте реактора. Так, например, важным элементом стратегии смягчения последствий тяжелой аварии, предусматриваемом в новых проектах реакторов (российский ВВЭР-500), а также для уже существующих реакторов (АР600, ЬоуиБа) является наружное затопление корпуса реактора охлаждающей водой. В этой связи необходимо выяснить, как влияет уровень воды на время и характер разрушения корпуса, а также проанализировать возможность удержания кориума внутри корпуса для различных сценариев аварии.

Для решения вышеуказанных задач необходимо располагать достаточно достоверной моделью, описывающей теплофизические и механические процессы в корпусе в ходе тяжелой аварии и позволяющей с необходимой точностью с учетом реальных свойств материала проследить динамику изменения во времени температурного и напряженнодеформированного состояний, накопления повреждений в корпусе реактора. В работах, посвященных поставленной проблеме, рассматриваются модели, основанные на простейших моделях нелинейновязкого деформирования материала корпуса. Такой подход является вряд ли оправданным, поскольку в течение аварии возможны различные режимы нагружения в плане изменения внутреннего давления (это подтверждается развитием событий на ТМ1−2), при которых периоды нагружения могут чередоваться с периодами разгрузки (увеличение давления возможно вследствие взаимодействия кориума с остатками теплоносителя на днище, а также при поступлении воды из системы охлаждения после перемещения кориума в нижнюю камеру, уменьшении с при срабатывании клапана компенсатора давления). Кроме этого, некоторые исследователи не принимают во внимание процессы реономного деформирования корпуса, а рассматривают данную задачу в упруго — пластической постановке.

Данная работа посвящена разработке методик*! расчета неизотермического деформирования корпуса реактора при тяжелой аварии, находящегося в условиях действия остаточного внутреннего давления, веса кориума, температурного градиента, радиационного воздействия на основе представления о нелинейно — термовязкоупругом поведении материала корпуса с учетом влияния поврежденности материала на скорость деформирования в точке среды. Сформулированная задача является предметом исследования, которое должно проводится во взаимной связи с анализом термического состояния кориума, поэтому в данной работе представлена модель теплопереноса в кориуме, позволяющая оценить распределение тепловой нагрузки на корпус реактора.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложения. Во введении освещается суть проблемы, а также делается постановка задачи. В первой главе проводится обзор и анализ существующих экспериментальных и теоретических исследований, проведенных в рамках данной проблемы. Во второй главе формулируется модель температурного состояния системы корпус — кориум. В третьей главе проводится анализ механических свойств материала корпуса, строится модель нелинейно — вязкого деформирования материала и рассматривается методика ее идентификации. Четвертая глава посвящена разработке методики расчета термомеханического состояния корпуса под.

Основные результаты работы могут быть сформулированы следующим образом:

1. Сформулирована методика определения температурных полей в системе кориум — корпус с учетом фазовых превращений с использованием равновесной модели плавления/затвердевания на основе метода конечных элементов.

2. Проведено теоретическое описание экспериментальных данных по вязкому деформированию и разрушению реакторных сталей.

2.1. Для более точного описания деформационных свойств сталей в условиях высоких температур, присущим тяжелым авариям, использован вариант теории ползучести, учитывающий как деформационное упрочнение так и термическое разупрочнение.

2.2. При формулировке уравнений состояния учтена третья стадия ползучести, обусловленная развитием процесса разрушения стали.

2.3. Разработана, реализована на ЭВМ и использована на примере реакторных сталей методика идентификации физических закономерностей на основе методов оптимизации.

3. Разработана методика определения напряженно — деформированного состояния корпуса, находящегося в условиях воздействия остаточного давления, нестационарного температурного поля и радиоактивного излучения.

3.1. Сформулирована методика и разработан алгоритм анализа нелинейно — вязкого деформирования тела с переменными границами.

3.2. Показана высокая эффективность МКЭ в сочетании с методом фиктивных областей при анализе разрушения корпуса.

4. Разработан комплекс программ под операционную систему Microsoft Windows™, позволяющих анализировать термомеханические процессы в системе кориум — корпус в одномерной и осесимметричной постановках.

5. Численно проанализирован один из наиболее тяжелых сценариев аварийной ситуации. Показана зависимость времени разрушения и характера разрушения от условий внешнего охлаждения корпуса реактора.

6. Предложен критерий оценки того или иного сценария аварии с точки зрения экологической опасности.

7. Разработанные методы расчета позволяют проанализировать различные сочетания факторов, влияющих на целостность корпуса при тяжелой аварии и таким образом определить направление конструкторскопроектировочных работ в области защитных средств и сооружений.