Исследование теплотехнической надежности активной зоны реактора ВВЭР-1при реализации перспективных топливных циклов с применением полномасштабных моделирующих комплексов

С. Б. ВЫГОВСКИЙ, М. А. КАЛИШ, В. П. СТРАШНЫХ

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ»

ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОТЕХНИЧЕСКОЙ НАДЕЖНОСТИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ВВЭР-1ПРИ РЕАЛИЗАЦИИ ПЕРСПЕКТИВНЫХ

ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПОЛНОМАСШТАБНЫХ

МОДЕЛИРУЮЩИХ КОМПЛЕКСОВ

В настоящем докладе представлены результаты применения полномасштабного моделирующего комплекса (ПМК) «ПРОСТОР» для расчета параметров теплотехнической надежности активной зоны при анализе безопасности ЯЭУ с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 при реализации перспективных топливных циклов.

Целью данной работы было показать на примере моделирования аварии, связанной с разрывом паропровода во втором контуре, методологию использования консервативных положений, необходимых для расчетного анализа технической безопасности реактора, в полномасштабных моделирующих комплексах с трехмерной моделью нейтронной кинетики.

Реактивностная авария, связанная с разрывом паропровода в неотсекаемой части между ПГ и ГПК, была выбрана именно потому, что на этом примере наиболее зримо демонстрируется необходимость полномасштабной модели ЯЭУ с трехмерной нейтронной кинетикой для анализа безопасности ЯЭУ.

В работе исследуется теплотехническая безопасность реактора. Параметры, определяющие уровень теплотехнической безопасности активной зоны ВВЭР:

· температура наружной поверхности оболочки твэл, °С;

· температура топлива в центре твэла, °С;

· линейная тепловая нагрузка на твэл, Вт · см-1;

· коэффициент запаса до кризиса теплообмена на поверхности твэла;

НЕ нашли? Не то? Что вы ищете?

· средняя по радиусу топливной таблетки энтальпия топлива, Дж · кг-1.

Для данных исследований был использован многофункциональный анализатор режимов ЯЭУ с ВВЭР-1000(1200) – МФА-РО, разработанный на базе ПМК «ПРОСТОР». МФА и ПМК «ПРОСТОР» разработаны в ЭНИКО ТСО и МИФИ. ПМК «ПРОСТОР» аттестован в ГАН РФ и используется в настоящее время для решения задач инженерной поддержки на Калининской и Ростовской АЭС [1, 2].

В ПМК «ПРОСТОР» реализована модель «горячего канала», ее особенности заключаются в следующем:

· модель рассчитывает все пять параметров, определяющих уровень теплотехнической безопасности активной зоны ЯЭУ с ВВЭР с учетом консервативных набросов на различные величины, принятые в расчетном обосновании безопасности АЭС главным конструктором, во всех ТВС, входящих в состав топливной загрузки на каждом расчетном шаге по времени;

· модель включает в себя модель кризиса теплоотдачи на поверхности твэла с расчетом всех необходимых параметров во время кризиса;

· модель использует различные замыкающие соотношения и методы расчета для критического теплового потока, включая корреляции, используемые ОКБ «Гидропресс» и на Западе для расчетов реакторов PWR

При расчетах применялись следующие консервативные положения.

1. В модели «горячего канала» увеличивается мощность твэла из-за неточности расчета и технологических разбросов на 16 % для старых проектов, а для проектов, находящихся сейчас в разработке, – на 12 %. Также увеличивается мощность твэла на 10 % из-за азимутального перекоса ТВС для старых проектов, и на 3–5 % для ТВС-2 и ТВС-А в новых проектах.

2. В модели «горячего канала» по всей длине ТВЭЛ принято затеснение межтвэльного пространства и уменьшение скорости теплоносителя на 10 % из-за различных эксплуатационных причин.

3. Увеличено значение интегральной мощности во время переходного процесса на 7 %.

4. Уменьшен «вес» АЗ на 33 % для расчета сброса всех ОР СУЗ в активную зону.

5. Уменьшен коэффициент реактивности по температуре теплоносителя и по температуре топлива на 30 %.

6. Значение расчетного критического теплового потока уменьшено на 20 %.

7. При падении ОР СУЗ в активную зону по сигналу «АЗ» накладываются отказ на один ОР СУЗ, который зависает над ТВС с максимальной мощностью.

8. Отключен один из плунжерных насосов аварийной подачи бора в ГЦК.

9. Скорость расхолаживания аварийной петли увеличивается в 2 раза по сравнению со скоростью расхолаживания, полученной по экспериментальным данным для аварии, произошедшей на 1 блоке Ростовской АЭС, связанной с отключением турбогенератора и не посадкой БРУ-А (более мягкий аналог разрыва паропровода).

10. Создаются такие условия моделирования переноса нейтронов в активной зоне, при которых уменьшается степень уплощения нейтронных полей в области зоны с максимальной мощностью (уменьшается коэффициент диффузии на 25 % и уменьшается утечка на 30 % в отражатель), при этом увеличивается неравномерность локальной мощности в активной зоне и увеличивается «вес» застрявшего ОР СУЗ над активной зоной.

11. Создаются такие условия моделирования течения теплоносителя в нижней и верхней камерах реактора для смешения теплоносителя во время аварии с разрывом паропровода на одном из ПГ, при которых полностью отсутствует перемешивание теплоносителя между петлями, на аварийной петле ГЦК в этом случае температура теплоносителя понижается до температур порядка 110–120 °С при полном обнажения трубчатки в ПГ.

12. Формируется стационарное состояние с увеличением мощности ЯЭУ на 4 %.

13. Формируется стационарное состояние с уменьшением расхода теплоносителя через реактор на 5 %.

14. Формируется стационарное состояние с увеличением давлений в ПГ на 2 атм. из-за неточности их определения по показаниям датчиков давлений на паровом тракте из ПГ (тем самым повышается температура теплоносителя в холодных нитках примерно на 2 °С).

15. Для расчета варианта ЯЭУ с ВВЭР-1000 на действующих АЭС рассматривается топливная загрузка из имеющихся на сегодняшний день конструкций ТВС с максимальным средним обогащением подпитки ~ 4,4 % по урану-235 на конец кампании, для которой достигается максимальный коэффициент реактивности по плотности теплоносигодичный топливный цикл). Для расчета варианта ЯЭУ с ВВЭР-1200 в рамках проекта АЭС-2006 рассматривается топливная загрузка на стационарном режиме перегрузок с обогащением подпитки ~ 4,87 % по U-235 на конец кампании. Схема перегрузок такова, что все периферийные ТВС в начале кампании содержат выгоревшее топливо 2-го или 3-го года пребывания в активной зоне.

16. При расчете варианта ЯЭУ с ВВЭР-1000 на действующих АЭС максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС в активной зоне достигает в стационарном состоянии величины 1,4. При расчете варианта ЯЭУ с ВВЭР-1200 в рамках проекта АЭС-2006 максимальный коэффициент неравномерности мощности ТВС в активной зоне достигает в стационарном состоянии величины 1,5. ТВС, где наблюдается максимальный коэффициент неравномерности, находится под ОР СУЗ, на который будет наложен отказ в виде зависания над зоной при падении ОР СУЗ в активную зону по сигналу «АЗ».

При расчете варианта ЯЭУ с ВВЭР-1200 в рамках проекта АЭС-2006 были рассмотрены два случая расположения ОР СУЗ в активной зоне: с 61 ОР СУЗ как на действующих АЭС и со 121 ОР СУЗ в соответствии в проектом АЭС-2006.

Расчеты проводились по различным вариантам течения аварии, при этом были выбраны наиболее тяжелые условия по кризису теплоотдачи, а именно: обрыв вала одного или нескольких ГЦН (в том числе и всех четырех). На рис. 1 и 2 приведены результаты расчетов для АЭС с ВВЭР-1000, на рис. 3 для АЭС-2006. На рис. 1 показаны зависимости температуры циркониевой оболочки ТВЭЛ от времени во время аварии. Линия 1 относится к случаю моделирования аварии с учетом перемешивания теплоносителя c ОСН и обрывом вала одного ГЦН на аварийной петле ГЦК, а линия 2 – без учета перемешивания с ОСН и обрывом вала одного ГЦН на аварийной петле ГЦК. На рис. 2 линия 1 относится к случаю моделирования аварии без перемешивания с ОСН и обрывом вала четырех ГЦН, а линия 2 – то же самое, но уже при набросе тепловой мощности твэл на 12 %, и снижении наброса мощности ТВЭЛ с 10 % до 5 % для ТВС-2 и ТВС-А. На рис. 3 линия 1 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при 61 ОР СУЗ, линия 2 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при набросе мощности ТВЭЛ на 12 %, и уменьшения наброса мощности ТВЭЛ с 10 % до 5 % для ТВС-2 и ТВС-А при 61 ОР СУЗ, линия 3 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при 121 ОР СУЗ.

Рис. 1. Зависимость температуры оболочки твэла от времени:

1 – с учетом перемешивания теплоносителя c ОСН и обрывом вала одного ГЦН на аварийной петле ГЦК;

2 – без учета перемешивания с ОСН и обрывом вала одного ГЦН на аварийной петле ГЦК

Рис. 2. Зависимость температуры оболочки твэла от времени:

1 – без перемешивания с ОСН и обрывом вала четырех ГЦН; 2 – тоже самое, но при набросах тепловой мощности твэла, использующихся в новых проектах

Рис. 3. Зависимость температуры оболочки твэла от времени:

1 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при 61 ОР СУЗ; 2 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при набросах,

использующихся в новых проектах при 61 ОР СУЗ; 3 – с ОСН и обрывом вала 4-х ГЦН при 121 ОР СУЗ

Из приведенных зависимостей видно, что масштабы кризиса теплоотдачи в активной зоне на АЭС-2006 выше. Больший масштаб первичного кризиса связан с более высоким коэффициентом неравномерности, а вторичного – с большим по модулю плотностным коэффициентом реактивности.

Результаты расчетного исследования аварии с разрывом паропровода во втором контуре показали, что при установленных в настоящее время коэффициентах неточности расчета максимальной мощности ТВЭЛ и консервативных положениях, являющихся более «тяжелыми» для реакторного оборудования, чем положения, принятые в ТОБ АЭС с ВВЭР, использование ПМК с трехмерной моделью нейтронной кинетики приводит к максимальным значениям температуры оболочки ТВЭЛ (наружной поверхности) не выше 1-го предела безопасности, равного 750 °С. Значение максимальной температуры оболочки ТВЭЛ в самой горячей точке активной зоны равно 640–650 °С для вариантов ЯЭУ с ВВЭР-1000 и ЯЭУ с ВВЭР-1200 при установке на периферию активной зоны исключительно ТВС с выгоревшим топливом. Данная схема перегрузки аналогична схеме, применяемой на АЭС с реактором PWR (серия «Конвой»). При подходах, используемых главным конструктором в ТОБ, при более щадящих консервативных положениях это значение достигает величины 1100 °С.

Из проведенного расчетного анализа данной реактивностной аварии следует, что решение установить 121 ОР СУЗ в проектах В-392М, В-491 и других последующих проектах (необходимость установки 121 ОР СУЗ обосновывалась возможной повторной критичностью именно в этой аварии) было не обязательным для АЭС с ВВЭР-1200. Данное решение существенно усложнило и повысило стоимость изготовления корпусного оборудования.

Подобные исследования уже проводились. Так, много лет назад аналогичные результаты были получены по программному комплексу «РАДУГА» (Московский АЭП) и по программе «NOSTRA» (МИФИ+РНЦ «Курчатовский институт»). Однако хотелось бы отметить, что настоящий анализ, выполненный с помощью ПМК «ПРОСТОР», является более тщательным и вариативным с использованием всех консервативных положений, применяемых ОКБ «Гидропресс» при построении расчетной схемы в своих кодах.

Результаты проведенного расчетного исследования показывают необходимость использования при подготовке ТОБ АЭС ПМК с трехмерной нейтронной кинетикой. Если не использовать более совершенное программное обеспечение для ТОБ АЭС, мы затрудним продвижение ВВЭР на внешний рынок. Будет очень трудно конкурировать с нашими западными коллегами, которые уже не первый год используют усовершенствованные топливные циклы на АЭС с PWR с полной выгрузкой выгоревшего топлива на периферию активной зоны. При этом максимальные коэффициенты неравномерности мощности ТВС достигают значений 1,55 при наличии в зоне только 49 ОР СУЗ (например, АЭС «Гесген» в Швейцарии).

В дальнейшем планируется рассмотреть все реактивностные аварии по перечню ТОБ АЭС с ВВЭР по ПМК «ПРОСТОР» при использовании всех консервативных положений Главного Конструктора, применяемых им при расчетном анализе безопасности, и наложении множественных отказов в работе различных систем безопасности.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. , , и др. Программный комплекс ПРОСТОР (версия 1). Приложение к аттестационному паспорту № 182 от 01.01.2001.

2. Техническое обоснование безопасности АЭС. Калининская АЭС. Энергоблок № 3. Книга 5. , Инв. А-53662 (изм. 1,