Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР

Одной из основных задач, стоящих перед атомной энергетикой на современном этапе развития, является повышение безопасности АЭС. В последние годы надзорные органы России пересмотрели требования по обеспечению безопасности АЭС, находящихся в стадии эксплуатации, а также в стадии проектирования. В соответствии с ПБЯ РУ АС при проектировании новых энергоблоков и продлении срока службы действующих, наряду с проектными авариями, необходимо рассматривать аварии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны.

Основным инструментом для выполнения анализа запроектных и тяжелых аварий являются тяжелоаварийные интегральные коды. Наиболее известными и хорошо зарекомендовавшими себя являются зарубежные коды MELCOR, RELAP/SCDAP, ICARE/CATHARE, ATHLET CD. В последние годы ведутся работы по созданию отечественного интегрального кода — РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Указанные коды предоставляют возможность сквозного моделирования тяжелых аварий на всех этапах протекания и характеризуются гибкостью архитектуры, которая позволяет моделировать конструктивные особенности РУ и энергоблока в целом.

Составной частью проводимого анализа аварий является расчётная модель реакторного блока. Степень полноты расчётной модели диктуется задачами проводимого анализа. Подобно моделям любых объектов, расчётная модель энергоблока должна быть верифицирована, то есть возможность её использования в заявленной области применения должна быть обоснована. Область применения модели энергоблока находится в непосредственной связи с моделями физических процессов, сопровождающих развитие тяжёлой аварии, и компьютерным кодом, в котором реализованы модели физических процессов. Иными словами, при создании модели энергоблока следует учитывать область применения конкретного компьютерного кода и моделей физических процессов, реализованных в коде. В итоге, достоверность расчётного моделирования в существенной степени зависит как от качества интегрального кода, так и от адекватности модели энергоблока.

Диссертационная работа посвящена моделированию запроектных и тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР и включает анализ возможностей и области применения тяжелоаварийных кодовразработку расчетной модели энергоблока, отвечающей современному уровню понимания физических процессов, происходящих в ходе развития тяжелой аварииверификацию этой модели с учётом важнейших особенностей реакторов ВВЭР и имеющегося экспериментального материалаанализ результатов моделирования протекания запроектных аварий на АЭС с РУ ВВЭР-1000. Все это определяет актуальность темы диссертации.

Целью работы является построение верифицированных расчетных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с использованием широкого набора экспериментальных данных, применение разработанной модели РУ ВВЭР-1000 для всестороннего анализа представительного спектра тяжёлых аварийных режимов энергоблока и выявление общих закономерностей их протекания.

Защищаемые положения:

— разработанные комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, защитной оболочки (30), систем безопасности АЭС с учётом конструктивных и других их особенностей, являющихся важными с точки зрения моделирования тяжёлых аварий;

— результаты верификации моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, моделей их важнейших функциональных элементов, а также моделей наиболее существенных физических процессов. Использованы данные, полученные в специализированных тестах, направленных на изучение отдельных физических явленийна интегральных стендах, отражающих конструктивные и другие особенности энергоблоков с РУ ВВЭРв переходных режимах работы реакторных установок типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440;

— результаты анализа представительного спектра тяжелых аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, полученные с использованием кода MELCOR-1.8.5 и охватывающие сценарии с истечением из первого контура различной величины, полной потерей теплоотвода, полной потерей электропитания, истечением из первого контура во второй. Результаты анализа включают в себя обобщённые и систематизированные параметры, характеризующие безопасность АЭС в аварийных ситуациях и оказывающие влияние на сохранение работоспособности барьеров безопасности, такие как: временные характеристикистепень повреждения активной зонымасса образовавшегося водородаданные по взаимодействию расплава с бетономотносительные показатели выхода продуктов деления (ПД) в окружающую среду.

Научная новизна работы состоит в следующем: 9.

1. Впервые разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, предназначенные для анализа тяжелых аварий на всех этапах протекания и с учётом наиболее существенных физических процессов. Особое внимание уделено созданию моделей узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора (ПГ) — гидрозатворовдыхательного трубопроводаактивной зоны (а.з.) с твэлами, расположенными в гексагональной матрицеТВС АРК (для ВВЭР-440). Выполнено обоснование возможности использования представленных моделей путём проведения верификации на экспериментальном материале и анализа чувствительности результатов к изменению параметров модели.

2. По результатам верификации разработаны методические рекомендации для построения комплексной расчётной модели энергоблока с РУ ВВЭРсоздания моделей отдельных узлов (клапанов, насосов), функционально обособленных элементов (а.з., ПГ и т. п.) и систем. Разработанные рекомендации могут быть использованы при создании расчётной модели для любого энергоблока с РУ ВВЭР.

3. Выполнен комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом радиоактивности в окружающую среду. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения а.з., по взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

Практическая ценность работы. В результате выполнения работы разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, а на их основе созданы универсальные наборы входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования широкого спектра тяжелых аварийных режимов на всех этапах развития. К настоящему времени комплексные расчётные модели и универсальные наборы входных данных использованы при выполнении следующих работ:

— расчетный анализ аварийных режимов с повреждением а.з. при проведении ВАБ 2-го уровня 1-го блока Калининской АЭС;

— углублённая оценка и обоснование безопасности 2-го блока Кольской АЭС;

— обоснование СОАИ для ВВЭР-1000 (В320) на базе 1 блока Волгодонской АЭС;

— создание банка данных системы поддержки принятия решений при авариях на объектах ядерной энергетики, внедряемой в рамках Центра технической поддержки ИБРАЭ РАН Кризисного центра концерна «Росэнергоатом». Банк данных включает временные характеристики протекания тяжёлых аварийстепени повреждения а.з.- массы образовавшегося водородаотносительные показатели выхода ПД в окружающую среду.

Личный вклад автора состоит в следующем:

— разработка комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 и создание на их основе универсальных наборов входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования тяжёлых аварийных режимов на всех этапах развития;

— верификация расчётных моделей энергоблоков на реальных переходных режимах класса проектных авариймоделирование интегральных и специализированных экспериментов, с целью верификации моделей соответствующих физических процессов и моделей узлов и функциональных элементов РУ, входящих в состав комплексной модели;

— проведение всестороннего анализа аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000 (В320) приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом ПД в окружающую среду, обобщение и систематизации полученных результатов;

— создание методических рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанных на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР.

Достоверность основных результатов и выводов базируется на использовании общепринятых методик и моделей, на сравнении результатов расчётов с экспериментальными данными и результатами расчётов по другим кодам, на проведении анализа чувствительности получаемых результатов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на российских и международных научно-технических конференциях и семинарах:

— Российская конференция «Теплофизика-99», Обнинск, 1999;

— Sixth International Information Exchange Forum on «SAFETY ANALYSIS FOR NUCLEAR POWER PLANTS OF’WER AND RBMK TYPES» (FORUM-6), Kyiv, UKRAINE, April 8 -12,2002;

— семинар: MELCOR training course. Using MELCOR-1.8.5 code for Kalinin NPP Unit 1 calculations. BNL, July 11 — August 9, 2002.

— ежегодные семинары в рамках работ по исследованию тяжёлых аварий CSARP (США, Вашингтон), 2002, 2003, 2004;

— ежегодные совещания МСАР (США, Апьбукерк), 2002 и 2004 г.г.

Выводы.

1. Разработаны комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, 30, систем безопасности АЭС, учитывающие конструктивные и другие их особенности, важные с точки зрения анализа тяжёлых аварий.

2. Выполнено обоснование возможности использования комплексных расчётных моделей РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 путём проведения верификации на обширном экспериментальном материале и путём анализа чувствительности результатов к изменению модели.

3. Разработаны методические рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанные на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР. Для расчётов по коду MELC0R предложены модельные решения узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенераторагидрозатворовдыхательного трубопроводавыносного компенсатора давления большого объёмаактивной зоны с твэлами, расположенными в гексагональной матрицеТВС АРК (для ВВЭР-440) — непроточных помещений контура герметизации. Даны рекомендации по оптимальной нодализации области активной зоны и выбору опций и моделей физических процессов максимально отражающих условия протекания тяжёлых аварий реакторов с РУ ВВЭР.

4. Выполнен систематический комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения активной зоны, взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.