Обоснование безопасности быстрого реактора с натриевым теплоносителем при аварийных процессах, связанных с повреждением или разрушением активной зоны

Современный уровень развития атомной энергетики в целом и быстрых реакторов, в частности, характеризуется значительным ужесточением требований к обоснованию их безопасности. Как следствие этого повышаются требования к качеству расчетного анализа нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроекгных аварий, определение последствий которых является наиболее важной частью обоснования безопасности реактора. На основании этого анализа уточняются требования по системам безопасности, разрабатываются мероприятия по защите персонала и населения.

Расчетные исследования аварий в настоящее время выполняются, как правило, с помощью сложных кодов, состоящих из большого числа взаимосвязанных модулей [4]. Дело дополнительно осложняется тем, что при исследовании аварийных процессов приходится сталкиваться с необходимостью моделирования более широкого круга физических явлений и в более широком диапазоне параметров, чем это требуется при обосновании проектных характеристик реактора. При расчётном анализе аварии в зависимости от ее сложности возможно использование как одного, так и целого комплекса кодов. Безусловно, использование одного интегрального кода, с помощью которого возможно моделирование всех стадий аварийного процессажелательное направление в развитии программных средств. Однако разработка интегрального кода, покрывающий весь диапазон изучаемых явлений, весьма трудоемкая, долговременная и порой из-за недостатка экспериментальных данных невыполнимая задача.

Начальная стадия аварийного процесса обычно включает в себя кипение натрия. Потребность в анализе кипения натрия возникла, прежде всего, при разработке системы контроля и управления, предназначенной для обнаружения аварийного вскипания натрия в ТВС и формирования сигнала аварийной защиты. Первым шагом в решении этой задачи, предпринятым при участии автора, было разработка в начале 90-х годов кода BODY (Boiling Dinamic). В основе кодаодномерная методика расчета двухфазного течения теплоносителя в контуре переменного сечения [3]. Очевидно, что одномерная постановка задачи, при которой активная зона реактора представляется одним усредненным каналом, приводит к существенной ошибке.

Для более детальных расчетов кипения натрия в условиях тяжелых аварий в середине 90-х годов был разработан код GRIF-SM [14]. При разработке кода использовался зарубежный опыт. GRIF-SM имеет много общего, например, с американским кодом SABRE [53], в основе которого схожая модель термически равновесного двухфазного потока натрия со скольжением. В коде GRIF-SM использовались также подходы, реализованные в немецком коде BACCHUS [26], например, аналогичные замыкающие соотношения, описывающие закон трения двухфазного потока о стенку канала. Тем не менее, наиболее ценным при разработке GRIF-SM оказался предшествующий опыт разработки отечественного кода BODY, в котором удалось реализовать эффективную методику расчета нестационарного двухфазного потока натрия, но только для одномерного контура.

На первых порах в исследованиях тяжелых запроектных аварий с помощью кода GRIF-SM приходилось довольствоваться достаточно подробным описанием лишь стадии кипения натрия. Стадии плавления топлива и стали описывались в этом коде очень приближенно логическими модулями [12, 30, 32]. Код использовался и для поиска путей обеспечения самозащищенности реактора, когда самозащищённость трактуется, как способность реактора противостоять тяжёлым авариям без плавления или разрушения активной зоны, без вмешательства активных систем безопасности, а только за счёт внутренних характеристик реактора.

Задача поиска путей обеспечения самозащищенности реактора сохраняет свою актуальность и сейчас. Более того, самозащищенность встраивается в стратегию глубокоэшелонированной защиты практически для всех перспективных ядерных реакторов. В связи с этим возникла необходимость уточнения методов обоснования самозащищенности с распространением ее диапазона на стадию кипения натрия, поскольку вскипание натрия само по себе еще не приводит к плавлению и разрушению активной зоны реактора.

При обосновании самозащищённости реактора рассчитывались аварии, сопровождаемые наиболее тяжёлыми возмущениями входных параметров реактора с одновременным отказом систем безопасности с активным принципом срабатывания. Обычно наибольшие сложности возникают при обосновании самозащищённости 6 реактора в аварии, сопровождающейся полным прекращением энергоснабжения РУ при одновременном отказе всех органов управления реактивностью. В такой аварии снижение расхода теплоносителя приводит к быстрому разогреву активной зоны с возможным вскипанием натрия. Динамика изменения мощности реактора и последствия аварии в значительной степени определяются температурными эффектами реактивности. На начальной стадии аварии наиболее существенный отрицательный вклад в реактивность обычно дают изменения размеров активной зоны и натриевый пустотный эффект реактивности (НПЭР).

Для энергетических быстрых реакторов типа БН-600 и БН-800 НПЭР в центральной части активной зоны положителен, а на периферии, в частности на ее верхнем торце, где начинается кипение — отрицателен. С целью повышения безопасности реактора БН-800 в конструкцию его активной зоны была введена верхняя натриевая полость, которая при вскипании натрия будет опустошаться в первую очередь [47]. В результате удалось существенно снизить интегральный НПЭР от осушения реактора, а также увеличить относительный вклад зоны отрицательного НПЭР на верхнем торце активной зоны. За счет этих изменений удалось добиться более быстрого снижения мощности реактора БН-800 в ходе аварии ULOF, что позволило избежать перегрева твэлов. Важную роль в этом процессе играет охлаждение твэлов потоком кипящего натрия, причем нельзя допустить возникновения кризиса теплоотдачи. При расчете таких аварий правильное моделирование пространственного распределения паросодержания натрия в активной зоне приобретает особое значение. Для обеспечения точности указанного моделирования потребовалось разработать новый расчетный код, получивший название BOS (BOiling Subassambly) [6]. В этом коде использована модель пространственного распределения паровой и жидкой фаз внутри «кипящих» ТВС.

Совершенствование двухфазных методик продолжено в коде TWOCB с переходом от гомогенной и термически равновесной модели в GRIF-SM к негомогенной (двухскоростной) и термически неравновесной модели. За счет использования более совершенной математической модели удалось повысить достоверность получаемых результатов, подтвержденных сравнением с экспериментом. Код BOS был также модифицирован на основе модели двухфазного потока аналогичной модели TWOCB.

С использованием двухкомпонентной термически неравновесной модели был разработан также код TWOCOM для анализа нарушений нормальной эксплуатации, обусловленных разгерметизацией оболочки твэла и выходом в натрий газообразных продуктов деления [7]. В результате анализа этого ННЭ определяется опасность лавинообразного развития повреждений, когда разрыв оболочки одного твэла приводит к существенному перегреву и к разгерметизации следующего элемента, а тот — к повреждению следующего и т. д.

В анализе безопасности быстрого реактора большее внимание уделяется исследованию последствий тяжелых аварий с учётом возможности разрушения активной зоны реактора. Для решения этой задачи необходимо моделировать широкий спектр явлений в большом диапазоне параметров. Причем разрушение активной зоны может сопровождаться образованием вторичной критической массы и тепловым взаимодействием расплавленного топлива с жидким натрием. Эти явления оказывают большое влияние на деформацию конструкционных элементов первого контура и в итоге на целостность корпуса реактора.

Как уже говорилось, наиболее приемлемым можно считать код, который бы позволил рассчитывать весь ход аварии от начала до конца. Однако в мировой практике до сих пор часто используется постадийное моделирование аварии. Начальная стадия аварии, включая кипение натрия, плавление активной зоны рассчитывается одним кодом. С помощью другого кода рассчитывается переходная стадия и стадия расширения, характеризуемые интенсивным взаимодействием расплавленного топлива с натрием и образованием значительных импульсов давления в реакторе. Полученные результаты расчетов используются для последующей оценки повреждений конструкционных элементов реактора. На этих стадиях аварии скорости переходных процессов существенно отличаются, что требует разработки различных методик для их описания.

Для расчета начальной и переходной стадий аварии автором разработан код COREMELT [12]. Код построен на многоскоростной, многокомпонентной термически неравновесной модели. Он позволяет рассчитывать аварийный процесс в реакторе с учетом процесса кипения натрия, плавления твэлов и перемещения расплавленных материалов в активной зоне. Задача расчетного исследования — определить масштабы повреждений активной зоны в переходной стадии аварии. Далее полученные 8 результаты используются в качестве начальных данных для расчета стадии расширения. Для этой цели автором разработан код INTERACT.

Наиболее тяжелой проектной аварией, рассматриваемой при обосновании безопасности АЭС с быстрым реактором, является авария, обусловленная блокировкой проходного сечения ТВС и плавлением топлива в ней. С помощью разработанного автором кода SUBMELT реализуется сквозной расчет аварии от возникновения блокировки проходного сечения ТВС до плавления в ней твэлов и распространения плавления на ряд окружающих ТВС. Разработка кода позволила повысить достоверность и точность расчетов ПА, обеспечить подготовку требований к управляющим системам безопасности реактора.

Целью диссертационной работы является разработка комплекса вычислительных программ для расчёта аварийных процессов в быстром реакторе, сопровождающихся повреждением или плавлением его активной зоны и приложение указанных программ к анализу нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, обоснованию безопасности АЭС и экспериментальных установок с реакторами на быстрых нейтронах.

Научная новизна работы:

— впервые разработана методика расчёта процессов кипения натрия с учётом распределенности параметров двухфазного потока в реакторе в целом и по сечению отдельной ТВС;

— разработана методика трёхмерного расчёта теплогидравлических процессов в ТВС быстрого реактора при разгерметизации твэла и выходе газа в натрий;

— с помощью кода TWOCOM получены результаты расчетного исследования нарушений нормальной эксплуатации в ТВС реактора БН-600, которые показали, что кратковременные увеличения температур оболочек не приводят к распространению исходной разгерметизации твэла на соседние твэлы;

— впервые разработана методика сквозного расчёта проектной аварии, обусловленной блокировкой проходного сечения ТВС и последующим её плавлением;

— с помощью кода SUBMELT получены результаты расчётных исследований проектной аварии в реакторе БН-600, расширяющие представления об основных характеристиках аварии, и на основании которых сформулированы требования к системам безопасности;

— разработана постадийная методика расчёта запроектной аварии в быстром реакторе, приводящей к разрушению и плавлению активной зоны;

— с помощью кодов COREMELT и INTERACT получены ранее отсутствовавшие результаты расчёта запроектной аварии ULOF в реакторе БН-600, которые использовались в дальнейших расчетах прочности реактора.

Практическая направленность работы.

Разработанные вычислительные программы использовались для обоснования безопасности реактора БН-600 в рамках отчёта по углубленной оценке его безопасности (ОУОБ), разработанного в связи с продлением проектного срока эксплуатации энергоблока, для анализа безопасности реактора БН-600 с гибридной активной зоной, а также реакторов БН-800, БОР-бОМ, CEFR, JFR-1300. Вычислительные программы верифицировались на доступных отечественных и зарубежных экспериментальных материалах, тестировались в совместных расчётных работах, выполненных в рамках сотрудничества с Аргонской национальной лабораторией (США), центрами FZK (Германия) и JNC (Япония).

По теме диссертации выпущены следующие работы:

1. Волков А. В., Кузнецов И. А. Модели для исследования запроектных аварий в быстром реакторе // Тезисы докладов конф. «Теплофизика 92». — Обнинск, 20−22 октября 1992. С. 139.

2. Волков А. В., Швецов Ю. Е. Параметры быстрого реактора при снижении расхода теплоносителя и отказе аварийной защиты // Тезисы докл. конф. «Теплофизика 92». — Обнинск 20−22 октября 1992 — С. 138.

3. Волков А. В., Швецов Ю. Е. Расчёт переходных процессов с кипением натрия в одномерном контуре // Препринт ФЭИ-2316, 1993.

4. Chvetsov I., Kouznetsov I., Volkov A. GRIF-SMa computer code for the analysis of the severe beyond design basis accidents in sodium cooled reactors (Компьютерный код GRIF-SM — для анализа тяжёлых запроектных аварий в быстром реакторе)// Proc. Int. Top. Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, 3−7 Oct. 1994;V. 2, P.83−101.

5. Волков A.B., Гинкин В. П., Ганина C.M., Кузнецов И. А., Троянова Н. М., Швецов Ю. Е. Программа совместного решения уравнений пространственно-временного переноса нейтронов и теплогидравлических нестационарных и аварийных процессов в быстрых реакторах.// Препринт ФЭИ-2637, 1997.

6. Волков А. В., Швецов Ю. Е. Опыт анализа запроектных аварий на быстрых реакторах с помощью кода GRIF-SM // Тезисы докладов Конф. «Теплофизика 99». — Обнинск, 28−30 сентября 1999. С. 106−109.

7. Волков А. В., Кузнецов И. А., Швецов Ю. Е. Анализ динамики быстрого реактора при полном обесточивании с учётом распределённости параметров по сечению ТВС // Тезисы докл. Конф. «Теплофизика 99». — Обнинск, 28−30 сентября 1999.-С.109−112.

8. Волков А. В., Кузнецов И. А., Швецов Ю. Е. Расчет кипения натрия при аварии быстрого реактора с учетом распределенности параметров по сечению ТВС // Препринт ФЭИ-2787, Обнинск, 1999.

9. Волков А. В., Швецов Ю. Е. Расчёт процесса аварийного расхолаживания быстрого реактора при циркуляции теплоносителя в межкассетном пространстве// Тезисы докл. Конф. «Теплофизика-99». — Обнинск, 28−30 сентября 1999.

10. Волков А. В., Кузнецов И. А. Двухкомпонентая термически неравновесная модель кипения натрия.// Препринт ФЭИ-2862, 2000.

11. Волков А. В., Швецов Ю. Е. Численное моделирование тепломассобмена в стержневом пучке с непроницаемой блокадой // Тезисы докладов Конф. «Теплофизика-2002». Обнинск, 29−31 октября 2002.

12. Волков А. В., Кузнецов И. А. Разгерметизация оболочки твэла быстрого реактора с выходом газообразных продуктов деления в натрий// Известия вузов. Ядерная энергетика. — .-№ 2, 2006, С.90−100.

13. Волков А. В., Кузнецов И. А. Усовершенствованная модель кипения натрия для анализа аварий в быстром реакторе.// Известия вузов. Ядерная энергетика. — .№ 2, 2006, С.101−111.

14. Волков А. В., Кузнецов И. А. Математические программы для расчета процесса разрушения активной зоны быстрого реактора// Тезисы докладов Конф. «Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах». — Обнинск, 16−18 ноября 2005. — 30с.

15. Результаты анализа безопасности реактора БН-600 с гибридной активной зоной для целей утилизации оружейного плутония // Ргос. of GLOBAL 2005, Tsukuba, Japan, 9−13 Oct 2005. — P. 393.

16. Chvetsov I., Kouznetsov I., Volkov A. Development of GRIF-SM — the code for analysis of beyond design basis accidents in sodium cooled reactors (Развитие кода GRIF-SM для анализа запроектных аварий на быстрых реакторах с натриевым теплоносителем)// IAEA, TECDOC-1157, June 2000. — Р.127−149.

17. Chvetsov I., Volkov A. 3-D thermal hydraulic analysis of transient heat removal from fast reactor core using immersion coolers (Трёхмерный расчёт аварийного расхолаживания быстрого реактора с учётом циркуляции теплоносителя в межкассетном пространстве)// LMFR core thermohydraulics: Status and prospects. -IAEA-TECDOC-1157. — June 2000. — P.85−99.

18. Chvetsov I., Volkov A. Transient and accident of a BN-800 type LMFR with near zero void effect (Pac4eTHoe исследование запроектных аварий в реакторе типа БН-800 с нулевым пустотным коэффициентом) // Final report on an international benchmark program supported by the International Atomic Energy and the European Commission 1994;1998 // IAEA-TECDOC-1139. — May 2000.

Апробация материалов диссертации.

Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались:

— на конференциях «Теплофизика 92» (Обнинск, 1992), «Теплофизика 99» (Обнинск, 1999), «Теплофизика-2002» (Обнинск, 2002);

— на межотраслевой тематической конференции «Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах» в Обнинске 16−18 ноября 2005;

— на международных семинарах с участием РФ, ФРГ, Англии, Франции, Италии по сравнительным расчётам аварии ULOF в реакторе типа БН-800, организованных в рамках сотрудничества с МАГАТЭ и ЕС (Брюссель 1995, Обнинск 1994;2000);

— на международной конференции US-RF Information Exchange Forum on Sever Accident Management (SAM'99) в Обнинске 18−22 октября 1999 и GLOBAL 2005, Tsukuba, Japan, 9−13 Oct. 2005.

— на международной рабочей группе по коду SAS4A в Аргонской национальной лаборатории (США) 10−21 июня 2002; на рабочих групп WG2 и WG3 (Россия — Франция) в 2008 г.

Автор выносит на защиту:

1. Методику расчёта нестационарных теплогидравлических процессов, обусловленных кипением натрия в быстром реакторе с учётом изменений пространственных распределений параметров двухфазного потока натрия как в реакторе в целом, так и внутри ТВС активной зоны и бокового экрана.

2. Методику расчета ННЭ, обусловленного разгерметизацией твэла и выходом газа в ТВС быстрого реактора.

3. Методику расчета проектной аварии, связанной с блокировкой проходного сечения ТВС активной зоны и последующим плавлением в ней твэлов.

4. Методику расчёта тяжёлых запроектных аварий в быстром реакторе, приводящих к плавлению его активной зоны, перемещению в ней расплавленных материалов, тепловому взаимодействию расплавленного топлива с натрием.

5. Результаты расчетных исследований ННЭ, обусловленных разгерметизацией твэла в ТВС реактора БН-600.

6. Результаты расчета проектной аварии в реакторе БН-600, обусловленной блокировкой проходного сечения ТВС его активной зоны и расплавлением в ней твэлов.

7. Результаты расчета начальной, переходной и стадии расширения аварии типа ULOF в реакторе БН-600.

Структура и объем диссертации

.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения и четырёх приложений.

Выводы к главе 5.

1. Проведены расчетные исследования ННЭ в реакторе БН-600, обусловленные потерей герметичности оболочки твэла и выходом газообразных продуктов деления в натрий. Показано, что параметры процесса (максимальная температура оболочек, время превышения оболочками допустимой температуры) находились в пределах, которые не нарушают критерии целостности твэлов, поэтому разгерметизация одного твэла не приводит к массовой их разгерметизации.

2. Проанализированы различные варианты блокировок проходного сечения тепловыделяющей сборки в реакторе БН-600. Анализ различных сценариев ПА позволяет сделать выводы о характерной продолжительности отдельных ёё стадий. Стадия аварии от момента закипания натрия до плавления оболочек твэлов продолжается 1-^20 секунд. Длительное охлаждение твэлов двухфазным потоком натрия в условиях ПА практически невозможно. Расчеты показывают, что в случае интенсивного выброса расплавленных компонент в верхнюю камеру реактора происходит: взаимодействие расплавленного топлива с жидким натрием в верхней камере реактора, которое сопровождается импульсами давления и разбросом диспергированного топлива в значительном объёме первого контура.

3. Выполнен расчет по коду COREMELT начальной и переходной стадий аварии ULOF в реакторе БН-600. Расчет заканчивается промежуточной стадией условной стабилизации аварийного состояния, которая наступает после разрушения части активной зоны и перехода реактора в подкритическое состояние. Результаты расчёта содержат в явном или неявном виде исходные данные, которые затем используются в других кодах: INTERACT, ANPEX, БРУТ — для всех или некоторых из них в зависимости от сценария развития аварии. Проанализирован базовый наиболее вероятный сценарий аварии, не сопровождающийся разгоном реактора на мгновенных нейтронах.

4. Выполнен расчет по коду INTERACT стадии расширения аварии ULOF, когда расплавленное топливо вступает в контакт с жидким натрием. Полученные в результате расчета параметры максимального импульса давления были переданы в программный комплекс «Динамика» для расчёта напряжений и деформаций в корпусе и внутрикорпусных конструкциях реактора.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

.

Работы, выполненные автором в диссертации, условно можно разделить на два направления. Первое направление связано с разработкой, усовершенствованием и верификацией кодов, используемых при анализе ННЭ, ПА и ЗА, в которых могут возникать повреждения или разрушения активной зоны быстрого реактора. В этом направлении осуществлена разработка кодов с новыми характеристиками и возможностями, основанными на более совершенных математических моделях, с повышенной размерностью решаемых задач по сравнению с ранее использовавшимися кодами. Начата верификация кодов на доступном экспериментальном материале с целью их аттестации. Второе направление — это использование разработанных кодов для анализа безопасности быстрых реакторов. Цель этой работы:

— анализ ННЭ и ПА для подтверждения достаточной эффективности существующих систем безопасности в реакторе, а в необходимых случаях разработка предложений по усовершенствованию систем;

— анализ ЗА для определения степени самозащищенности реактора, для обоснования мероприятий по управлению аварией, по защите персонала и населения.

В расчетных исследованиях часто использовался параметрический подход, при котором варьировались некоторые пока недостаточно определенные параметры переходного процесса. В диссертации предложен методический приём, позволяющий использовать постадийное моделирование тяжелых аварий с помощью нескольких кодов с передачей результатов от одного кода другому. Такой приём позволяет сегодня выполнить сложный анализ ЗА, хотя он не снимает проблемы создания сквозного кода, что является задачей будущего.

В числе наиболее важных результатов можно назвать:

1. Разработка кода TWOCOM, предназначенного для расчёта ННЭ с выходом газа из разгерметизированного твэла в межтвэльное пространство ТВС быстрого реактора. Результаты расчетов этого ННЭ, выполненные для реактора БН-600, показали, что отклонения температуры оболочек твэлов таковы, что условий для лавинообразного распространения повреждений твэлов нет.

2. Разработка кода SUBMELT для расчета ПА, связанных с блокировками проходного сечения ТВС, вызывающих разрушение аварийной сборки. Код рассчитывает все стадии аварии, начиная от исходного стационарного состояния, закипания натрия и заканчивая плавлением аварийной ТВС и распространением аварии на соседний ряд сборок. Проанализированы различные сценарии ПА в реакторе БН-600, в которых варьировались местоположение, масштаб блокад, скорость и способ их формирования. В результате определены требования к скорости формирования аварийного сигнала для остановки реактора аварийной защитой, предотвращающего нарушение максимального проектного предела повреждения твэлов.

3. Разработка кода COREMELT для расчетов начальной и переходной стадий ЗА. Код позволяет рассчитывать аварию от вскипания натрия до плавления топлива и стали, перемещений расплавленных материалов внутри активной зоны, нарушения целостности чехлов ТВС, вплоть до начала интенсивного взаимодействия топлива с натрием. Полученные результаты используются в качестве начальных данных для расчета последующих стадий аварии.

4. Разработка кода INTERACT для расчета ЗА на стадии расширения. В расчетах этой стадии аварии получены параметры импульсов давления, возникающих в реакторе в результате теплового взаимодействия расплавленного топлива с натрием. Результаты расчетов использовались в качестве начальных данных для расчета прочности корпуса реактора и внутри корпусных конструкций.

5. Разработка кодов TWOCB и BOS для детального расчета аварийных режимов с учётом кипения натрия в быстром реакторе. Эти коды использовались в числе других в качестве модулей в указанных выше программах, разработанных автором. Особенности этих программ, позволяющие с более высокой точностью воспроизводить пространственно — временные распределения паросодержания в реакторе в аварийных режимах, существенно повышают достоверность определения границ самозащищенности реактора при кипении натрия. Это особенно важно для анализа и обоснования реактора типа БН-800.

Автор выражает искреннюю благодарность руководителю кандидату технических наук Кузнецову Игорю Алексеевичу, не только направлявшему усилия автора, но и внесшему большой практический вклад в работукандидату технических наук Швецову Юрию Евгеньевичу за постоянное внимание к работе, обсуждение результатов и конструктивные замечанияСоломоновой Наталье Владимировне за практическую помощь в процессе работы над расчетной частью диссертации.