РАСЧЕТНОЕ ОБОСНОВАНИЕ УСТРОЙСТВА ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА ЛАЭС-2
Фиськов А. А., Безлепкин В. В., Семашко С. Е., Сидоров В. Г., Астафьева В. О.
-Петербургский «Атомэнергопроект»», г. Санкт-Петербург
E-mail: *****@
Для повышения безопасности при тяжелых авариях с плавлением активной зоны в ряде сооружаемых АЭС, а также в некоторых проектах перспективных АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) предусмотрены меры по локализации и охлаждению расплава. С этой целью используется устройство локализации расплава (УЛР) тигельного типа, размещаемое в подреакторном пространстве бетонной шахты. Устройство локализации расплава предназначено для приема, локализации и захолаживания расплава активной зоны и внутрикорпусных устройств при тяжелой аварии, сопровождающейся выходом расплава за пределы корпуса реактора. Впервые УЛР было использовано при сооружении Тяньваньской АЭС в Китае – это устройство тигельного типа, в котором расплав локализуется в пределах стального корпуса с наружным водяным охлаждением с подачей воды также на поверхность ванны расплава. Принципиальная схема УЛР представлена на рисунке 1.
Под днищем корпуса реактора установлена плита нижняя, которая защищает от обрушения днища реактора и способствует продвижению исходного оксидного расплава.
Основным элементом конструкции является секционный теплообменник коробчатого типа. Теплообменники представляют секционированные и сообщенные между собой конструкции, в которых происходит кипение воды под действием подводимого от расплава теплового потока. Подвод воды и отвод пара производится через стены бетонной шахты по трубопроводам. Обращенная «вверх» поверхность донных теплообменников имеет небольшой наклон к горизонту для увеличения критического теплового потока на обращенной «вниз» соответствующей поверхности теплоотвода.
Внутренний объем корпуса УЛР заполнен жертвенным материалом (ЖМ) на основе оксидов железа и алюминия (ПОЖА), который предназначен для доокисления кориума, его разбавления в целях уменьшения плотности, объемного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена расплава с корпусом УЛР, охлаждаемого снаружи водой.
При тяжелой запроектной аварии функционирование устройства локализации расплава происходит следующим образом. При разрушении реактора выходит 1-ая порция расплава, которая, перемещаясь по плите нижней, разрушает ее. Плавление плиты нижней протекает с разрушением бетонов ЦКС, ОКА-М и ОКА, при этом заполняется нижняя часть корзины УЛР.
1 – корпус реактора; 2 – шахта бетонная; 3 – плита нижняя; 4 – теплообменник;
5 – корзина; 6 – накопитель
Рисунок 1 – Принципиальная схема УЛР
При наличии в кориуме урана и циркония происходит их взаимодействие с ПОЖА с разложением гематита и окислением выделившимся кислородом. При контакте с холодным ЖМ возможно частичное замерзание поступившего расплава.
При дальнейшем разрушении корпуса реактора выходит следующая порция расплава, включающая оксиды железа, урана, циркония и сами цирконий и железо. При перемещении «тяжелых» оксидов по плите нижней происходит дальнейшее ее разрушение. После перемещения «тяжелых» оксидов на дно УЛР формируется двухслойная система, содержащая в верхней части металлическую компоненту кориума, а в нижней части оксидную.
Вследствие уменьшения плотности «тяжелых» оксидов за счет взаимодействия с материалом ПОЖА и создания условий для инверсии расплава, оксидная составляющая расплава перемещается в верхнюю часть УЛР, а металлическая – на дно. После инверсии на поверхность расплава подается вода и начинается формирование гарнисажных корок. После подачи воды начинается долгосрочное охлаждение и затвердевание расплава.
Физико-химическое взаимодействие компонентов расплава с ЖМ начинается при определенной температуре в условиях контакта двух материалов и включает в себя: разогрев, плавление, растворение, разложение, химические реакции компонентов ЖМ и расплава.
В ходе обоснования выполнения УЛР проектных функций был проведен ряд расчетных и экспериментальных работ.
Определение выхода кориума при разрушении реактора в ходе протекания тяжелых аварий производили расчетным комплексом СОКРАТ. Российский тяжелоаварийный расчетный комплекс СОКРАТ является кодом улучшенной оценки, позволяющим выполнять сквозной расчет тяжелой аварии для реакторной установки с водо-водяным теплоносителем.
Расчетный комплекс СОКРАТ включает в себя:
- модуль РАТЕГ для теплогидравлического моделирование ядерно-энергетической установки;
- модуль СВЕЧА – моделирование физико-химических процессов при разрушении активной зоны, взаимодействие материалов и сред, перемещение стекающих компонентов;
- модуль ГЕФЕСТ – моделирование процессов в нижней камере смешения, взаимодействие расплава с конструкциями, деформация и разрушение корпуса;
- модуль КУПОЛ – моделирование внутриконтейментных процессов;
- модули для расчета накопления выделения, транспорта радионуклидов.
Для анализа поведения кориума в УЛР АЭС-2006 разработан специализированный код ГЕФЕСТ-УЛР, позволяющий моделировать УЛР в 2-мерной осесимметричной постановке, с учетом всех основных физическо-химических процессов. Код создан путем модификации и развития модуля ГЕФЕСТ тяжелоаварийного кода СОКРАТ, предназначенного для описания поведения расплава на днище реактора, путем включения в него ряда дополнительных математических моделей физико-химического взаимодействия компонентов расплава и ЖМ, газовыделения, граничного охлаждения и др.
ГЕФЕСТ-УЛР осуществляет численное моделирование следующих процессов:
- поступление расплава из разрушенного корпуса реактора в УЛР, содержащее жертвенный материал в заданной конфигурации;
- физико-химическое взаимодействие расплава с жертвенным материалом и бетоном;
- расслоение расплава;
- теплообмен расплава с элементами конструкций УЛР;
- образование гарнисажных корок;
- теплообмен корпуса УЛР с охлаждающей водой;
- теплообмен расплава излучением с вышележащими конструкциями;
- поверхностное взаимодействие материалов с водой.
Код ГЕФЕСТ-УЛР содержит также модели образования газов в УЛР: кислорода – в результате разложения гематита до вьюстита, и водорода – в результате термической диссоциации водяного пара, радиолиза воды, а так же вследствие окисления компонентов кориума выделившимся водяным паром.
В ходе проведенных работ разработана расчетная конечно-элементная модель устройства локализации.
С помощью разработанного программного модуля ГЕФЕСТ-УЛР проведены расчеты поступления и удержания расплава в УЛР для различных сценариев поступления расплава. На рисунке 2 и 3 представлены результаты расчетов для одного из них – разрыва дыхательного трубопровода КД Ду 346 с наложением отказа активной части системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ).
На рисунке 2 показано распределение температуры в устройстве локализации расплава в различные временные интервалы протекания запроектной аварии. На рисунке (2, в) и (2, г) представлен момент после инверсии и подачи воды на поверхность расплава. При этом необходимо отметить, что область высоких температур находится в верхней части УЛР. Максимальная температура в оксидном слое при этом составляет 2540 K, а тепловой поток на боковой стенке теплообменника порядка 0,8 МВт/м2, что дает большой запас до кризисного значения (1,5 МВт/м2 для вертикальной стенки). В металлическом слое к этому времени практически прекращается продвижение фронта плавления и начинается затвердевание нижней части слоя.
а – 7 825 с; б – 10 122 с; в – 14 081 с; г – 60 000 с
Рисунок 2 – Моделирование аварии течь Ду 346 с отказом активной части САОЗ при помощи кода ГЕФЕСТ-УЛР
Наличие неопределенностей в исходных данных для свойств материалов в УЛР и ограниченность моделей, заложенных в ГЕФЕСТ-УЛР, вызывает необходимость проведения вариантных расчетов поведения расплава в УЛР.
На рисунке 3 показаны вариантные расчеты изменения максимального теплового потока на внешней поверхности стенки теплообменника. В расчетах варьировалась теплопроводность от 2 до 7 Вт/м2×K. В вариантах 5 и 6 моделировалось срыв гарнисажной корки с повышением температуры. Как видно из представленного графика максимальное пиковое значение потока достигало значения 0,7 МВт/м2. Таким образом, видно, что значение теплового потока не превышает максимально возможного и целостность стенки теплообменника сохраняется.
Таким образом, в ходе обоснования выполнения УЛР проектных функций была показана возможность долгосрочного охлаждения расплава кориума, поступающего в УЛР. Входе расчетного анализа было обосновано охлаждение поверхности расплава водой при отсутствии паровых взрывов, получены зависимости по критическому тепловому потоку на наклонной поверхности, позволившие подтвердить надежность теплоотвода от теплообменника УЛР при удержании расплава кориума.
Результаты обоснования позволили разработать УЛР для ЛАЭС-2 и НВАЭС. УЛР ЛАЭС-2 – в стадии монтажа основного оборудования.
Рисунок 3 – Изменение максимального теплового потока на внешней поверхности стенки теплообменника, вариантные расчеты
