автореферат диссертации по химической технологии, 05.17.08, диссертация на тему:Математическая модель термо- и радиационно-химических процессов в теплоносителе водо-водяных энергетических реакторов и ее реализация в программном средстве

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ.

ВВЕДЕНИЕ.

1 ОПИСАНИЕ ЯВЛЕНИЙ И ПРОЦЕССОВ.

Поглощение теплоносителем ионизирующего излучения.

Терморадиолиз теплоносителя.

Паро-циркониевая реакция.

Переход компонентами теплоносителя границы раздела фаз жидкость-пар.

Массоперенос теплоносителя по элементам оборудования.

2 ОБЗОР МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ ТЕРМОРАДИОЛИЗА ВОДНОГО ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ.

3 ОПИСАНИЕ ПРОГРАММЫ МОРАВА-Н2.

3.1 Математическая модель.

3.2 Методика расчета терморадиолиза теплоносителя.

Терморадиолиз жидкой воды.

Терморадиолиз водных растворов борной кислоты и ионов щелочных металлов.

Терморадиолиз водных растворов аммиака.

Терморадиолиз водных растворов гидразина.

3.3 Методика расчета радиолиза водяного пара.

3.4 Методика расчета мощности поглощенной дозы.

3.5 Методика расчета кинетики паро-циркониевой реакции.

3.6 Методика расчета перехода границы раздела фаз.

4 ОПИСАНИЕ РАСЧЁТНЫХ СХЕМ.

4.1 Работа оборудования I koi ггура реакторной установки с ВВЭР в различных режимах и состояниях.

4.2 Расчётная схема для состояния «работа на энергетических уровнях мощности».

4.3 Расчётная схема для режима «плановое расхолаживание» и «холодного» состояния.

4.4 Расчётная схема для состояния «останов для ремонта».

4.5 Расчётная схема для режима «авария с потерей теплоносителя».

4.6 Обоснование разбиения расчётной схемы на элементы.

4.7 Обоснование численных методов.

4.8 Требования к ЭВМ и операционной системе.

5. ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММЫ МОРАВА-Н2.

5.1 Процедура аттестации программного средства.

5.2 Подход к верификации программы MOPABA-H2.

5.3 Мощность дозы остаточного гамма-излучения.

5.4 Терморадиолиз теплоносителя.

Терморадиолиз воды.

Терморадиолиз водного раствора борной кислоты.

Терморадиолиз водного раствора аммиака.

Радиационный синтез нитрат- и нитрит-ионов.

Терморадиолиз водного раствора гидразина.

Термолиз гидразина в водном растворе.

Окисление гидразина в водном растворе.

5.4 Радиолиз водяного пара.

5.5 Паро-циркониевая реакция.

5.6 Переход границы раздела фаз.

5.7 Результаты верификации.

6 СРАВНЕНИЕ РЕЗУЛЬТАТОВ РАСЧЕТОВ С ДАННЫМИ ШТАТНОГО ХИМКОНТРОЛЯ НА АЭС.

7 ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММЫ МОРАВА-Н2 ПРИ ОБОСНОВАНИИ ПРОЕКТА РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ.

7.1 Нормальные условия эксплуатации.

7.2 Авария с потерей теплоносителя.

8 ПРИМЕНЕНИЕ ПРОГРАММЫ МОРАВА-Н2 В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ ЦЕЛЯХ.

ВЫВОДЫ.

В современной ядерной энергетике одними из наиболее безопасных и поэтому наиболее распространенных являются АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами с теплоносителем под давлением (ВВЭР в России, PWR - за рубежом). В настоящее время эксплуатируется 29 блоков с ВВЭР-440 и 22 блока с ВВЭР-1000, ряд АЭС находится в стадии сооружения. В I контуре этих АЭС по тракту реактор-парогенератор-насос-реактор циркулирует водный теплоноситель, который, с одной стороны, выступает в роли замедлителя нейтронов, а, с другой - собственно, теплоносителя, переносящего из активной зоны тепло реакции деления ядер урана в парогенератор. Существенно отметить, что проходящий через активную зону теплоноситель подвергается терморадиолизу под действием ионизирующего излучения и активации за счет ядерных реакций с участием нейтронов. Водная среда П контура не имеет контакта с ионизирующим излучением. Проходя через парогенератор, она превращается в пар, который приводит в действие в турбогенератор.

Теплоноситель I контура АЭС с ВВЭР, описание состояния которого является предметом настоящего исследования, не является чистой водой, а представляет собой водный раствор весьма сложного состава. В нем содержатся технологические добавки -борная кислота (вводится для регулирования реактивности), ионы К+ (регулирование величины рН), гидразин и аммиак (вводятся с целью создания нормируемой концентрации водорода); продукты радиолитического разложения воды и технологических добавок -кислород, водород, перекись водорода, азот, нитрит- и нитрат-ионы. В теплоносителе также всегда присутствуют продукты коррозии оборудования контура - ионы железа, никеля, хрома, кобальта и др. Кроме того, в I контур вместе с подпиточной водой поступают содержащиеся в ней примеси, в частности, ионы натрия и молекулярный кислород. Состав теплоносителя регламентируется, и концентрации примесей поддерживаются на требуемом уровне путем организации мероприятий по обеспечению водно-химического режима.

I контур, по физико-химической сути, представляет собой совокупность двух реакторов. С одной стороны, он содержит в своем составе ядерный реактор, в котором происходит трансформация энергии делящихся ядер в тепловую. С другой стороны, I контур - классический аппарат химической технологии (химический реактор), в котором реализуется технология поддержания химического состава теплоносителя, состоящая в управлении массообменными процессами, процессами коррозии и кинетикой термо- и радиационно-химических реакций. Такой дуализм I контура имеет свои особенности, которые необходимо учитывать при обосновании безопасности реакторной установки.

Одна из проблем - так называемая «водородная безопасность». Дело в том, что во всех проектных режимах работы (работа на мощности, расхолаживание, стояночные режимы и т.д.) одним из компонентов теплоносителя первого контура реакторных установок с ВВЭР является молекулярный водород, возникающий вследствие терморадиолиза теплоносителя под действием ионизирующего излучения активной зоны. При эксплуатации реакторной установки в режиме «работа на энергетическом уровне мощности» водород в первом контуре находится в растворенном состоянии (за исключением паровой фазы компенсатора давления). Такая ситуация обусловлена высоким давлением в I контуре - 15,7 МПа для ВВЭР-1000. Однако в проектных режимах, связанных со снижением давления (при расхолаживании или в «холодном» состоянии реакторной установки) в I контуре возможно появление газовых полостей, в которые из теплоносителя переходит часть растворенного водорода. В результате различных технологических операций возможно попадание в эти полости воздуха, и образование в них пожароопасной или взрывоопасной паро-водородно-воздушной смеси. Долгое время считалось, что вероятность возникновения такой ситуации очень мала. Однако, ряд инцидентов на АЭС и результаты измерений показали, что в проектных режимах работы внутри оборудования I контура реакторных установок с ВВЭР взрывоопасная концентрация водорода может быть достигнута. Для принятия проектных и технологических мер, предотвращающих такую возможность, необходимо уметь рассчитывать кинетику образования водорода в оборудовании I контура и переход его в образующиеся газовые полости.

Необходимость рассчитывать образование молекулярного водорода возникает также при моделировании некоторых проектных аварий. Проектная авария представляет собой аварию, для которой проектом определены исходные события и конечные состояния. Кроме того, в проекте АЭС для аварий такого типа предусмотрены системы безопасности, обеспечивающие ограничение ее последствий. Математическая модель аварии содержит описание исходного состояния реакторной установки, работающей в режиме нормальной эксплуатации, методов возмущения, имитирующих приводящие к аварии исходные события, и описание событий, происходящих при аварии. Для реакторной установки с ВВЭР одной из проектных аварий является авария с потерей теплоносителя I контура. В процессе развития аварии происходит истечение теплоносителя, образование в оборудовании первого контура парогазовой фазы, в которую происходит выделение радиолитических газов и водорода, образовавшегося в паро-циркониевой реакции. Для обоснования водородной взрывобезопасности необходимо провести вариантные расчеты состава парогазовой смеси в элементах оборудования, а также кинетики выхода водорода в течь. Одним из блоков математической модели такой аварии является блок расчета образования водорода за счет терморадиолиза теплоносителя и гетерогенной реакции водяной пар-цирконий.

Определенной проблемой, связанной с особенностями контроля химического состава теплоносителя I контура, является вопрос объективного отражения химического состояния теплоносителя и выбора стратегии оптимального управления им. На АЭС с ВВЭР контроль состава теплоносителя и принятие решения о необходимости его коррекции осуществляется, как правило, по результатам химического анализа проб, отбираемых с заданной регламентом периодичностью, обычно не чаще чем 1 раз в смену (8 часов). Датчики непрерывного аналитического контроля применяются не на всех АЭС и только для некоторых компонентов теплоносителя (например, кислорода, водорода или рН). При этом они не могут быть установлены непосредственно в оборудовании I контура из-за их неработоспособности при высокой температуре и давлении. Решение о коррекции химического состава теплоносителя принимается по получению данных анализов через некоторое время (от минут до часов) после пробоотбора. За это время в технологической системе, которая неидеальна, могут произойти события, влияющие на химический состав теплоносителя, например, изменение параметров системы подпитки (расхода, химического состава, режима работы деаэратора и т.п.), мощности реакторной установки и др. Таким образом, при периодическом контроле состава теплоносителя, по существу, имеет место ситуация, когда принятие решения о необходимости коррекции его химического состава зачастую осуществляют на основании результатов анализов, не отражающих состав теплоносителя на момент коррекции. Оператор, давая команду на регулировку, ориентируется не только на объективные данные анализов и требования регламента ведения водно-химического режима, но и на собственный опыт. Результатом такой регулировки является определенная нестабильность состава теплоносителя и, как следствие, нестабильность всего технологического процесса. Возможное изменение состава теплоносителя в период времени между отборами проб на химанализ должно учитываться в процессе разработки норм водно-химического режима при обосновании периодичности химконтроля в зависимости от нормируемого диапазона изменения состава теплоносителя. Для решения этой проблемы необходима разработка методов, позволяющих определять фактический состав теплоносителя и возможный диапазон его отличия от данных периодического химического контроля.

Реальным путем решения изложенных выше проблем является создание математической модели состояния теплоносителя I контура реакторной установки с ВВЭР, реализация модели в виде программного средства, его верификация и аттестация в Госатомнадзоре России. Процедура аттестации является необходимым условием использования программного средства при обосновании проекта реакторной установки. терморадиолиза теплоносителя и гетерогенной реакции водяной пар-цирконий.

Определенной проблемой, связанной с особенностями контроля химического состава теплоносителя I контура, является вопрос объективного отражения химического состояния теплоносителя и выбора стратегии оптимального управления им. На АЭС с ВВЭР контроль состава теплоносителя и принятие решения о необходимости его коррекции осуществляется, как правило, по результатам химического анализа проб, отбираемых с заданной регламентом периодичностью, обычно не чаще чем 1 раз в смену (8 часов). Датчики непрерывного аналитического контроля применяются не на всех АЭС и только для некоторых компонентов теплоносителя (например, кислорода, водорода или рН). При этом они не могут быть установлены непосредственно в оборудовании I контура из-за их неработоспособности при высокой температуре и давлении. Решение о коррекции химического состава теплоносителя принимается по получению данных анализов через некоторое время (от минут до часов) после пробоотбора. За это время в технологической системе, которая неидеальна, могут произойти события, влияющие на химический состав теплоносителя, например, изменение параметров системы подпитки (расхода, химического состава, режима работы деаэратора и т.п.), мощности реакторной установки и др. Таким образом, при периодическом контроле состава теплоносителя, по существу, имеет место ситуация, когда принятие решения о необходимости коррекции его химического состава зачастую осуществляют на основании результатов анализов, не отражающих состав теплоносителя на момент коррекции. Оператор, давая команду на регулировку, ориентируется не только на объективные данные анализов и требования регламента ведения водно-химического режима, но и на собственный опыт. Результатом такой регулировки является определенная нестабильность состава теплоносителя и, как следствие, нестабильность всего технологического процесса. Возможное изменение состава теплоносителя в период времени между отборами проб на химанализ должно учитываться в процессе разработки норм водно-химического режима при обосновании периодичности химконтроля в зависимости от нормируемого диапазона изменения состава теплоносителя. Для решения этой проблемы необходима разработка методов, позволяющих определять фактический состав теплоносителя и возможный диапазон его отличия от данных периодического химического контроля.

Реальным путем решения изложенных выше проблем является создание математической модели состояния теплоносителя I контура реакторной установки с ВВЭР, реализация модели в виде программного средства, его верификация и аттестация в Госатомнадзоре России. Процедура аттестации является необходимым условием использования программного средства при обосновании проекта реакторной установки.

Выводы.

1. Разработана математическая модель терморадиационных процессов в теплоносителе первого контура и массопереноса компонентов теплоносителя в оборудовании реакторных установок с ВВЭР.

2. Модель реализована в виде программного средства «МОРАВА-Н2», предназначенного для расчета образования водорода и других газов и распределения этих газов, а также технологических добавок теплоносителе в оборудовании I контура реакторных установок с ВВЭР в проектных режимах эксплуатации, включая проектные аварии. Программное средство может применяться также для анализа химического состава теплоносителя при разработке и обосновании норм водно-химического режима I контура и при расследовании инцидентов, связанных с нарушениями водно-химического режима I контура.

Кроме того, программное средство «МОРАВА-Н2» может использоваться в исследовательских целях для анализа особенностей терморадиолиза теплоносителя I контура реакторных установок с водным теплоносителем.

3. Математическая модель, реализованная в программном средстве «МОРАВА-Н2», верифицирована путём сравнения результатов расчёта по программе с данными, полученными на лабораторных экспериментальных установках, при измерениях на энергоблоках действующих АЭС с ВВЭР (Калининская, Нововоронежская, Запорожская, «Козлодуй» ) и контейнерах с отработавшим топливом.

4. Программное средство «МОРАВА-Н2» аттестовано Советом по аттестации программных средств при Госатомнадзоре России (аттестационный паспорт №132 от 02.11.2001 г, см. Приложение 1).

5. В настоящее время программное средство «МОРАВА-Н2» введено в промышленную эксплуатацию в ОКБ «Гидропресс» и используется при обосновании новых проектов реакторных установок с ВВЭР и разработке технических мер для повышения безопасности действующих реакторных установок.

1. Бяков В.М., Ничипоров Ф.Г. Радиолиз воды в ядерных реакторах. - М.: Энергоатомиздат, 1990. -176с.

2. Пикаев А.К., Кабакчи С.А., Макаров И.Е. Высокотемпературный радиолиз воды и водных растворов. М.: Энергоатомиздат, 1988.-136 с.

3. H.Christensen, B.Persson, K.Sehested. Radiolysis of reactor water. 1988 JIAF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. V.2. April 19-22, 1988, Tokyo.

4. H.T.Tang. Radiolysis and ECP Analysis of BWR Plants Using BWRVIA. 3rd workshop on LWR coolant water radiolysis and electrochemistry. Dorset, UK, 2000.

5. N.Ishikawa, K.Nakada and J.Takagi. Precise Evaluation of Water Radiolysis and ECP under Complex Water Wlow Condition. Water chemistry in nuclear reactor systems, Avignon, France, 2002.

6. E.Ibe, H.Karasawa, M.Endo, K.Suzuki and Y.Etoh. A stady on radiolytic nitrigen compounds in BWR primary systems. 1988 JIAF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. V.2. April 19-22, 1988, Tokyo.

7. E.Ibe, A.Watanabe, Y.Wada and M.Takahashi. Water radiolysis near metal surfaces and relevant phenomena in nuclear reactor systems. Water chemistry of nuclear reactor systems. BNES, London, 1992.

8. T.Satoh. Water Radiolysis in A Crack Tip under Gamma Ray Irradiation. Water chemistry in nuclear reactor systems, Avignon, France, 2002.

9. S.Dickinson, J.Henshaw, A.Tuson and H.E.Sims. Radiolysis Effects in Sub-cooled Nucleate Boiling. Water chemistry in nuclear reactor systems, Avignon, France, 2002.

10. Кабакчи C.A., Пикаев А.К. Методы расчета газовыделения и оценки взрывоопасности радиационно-химических аппаратов с водяным теплоносителем или биологической защитой. М.:Энергоиздат, 1981.

11. Бугаенко В.Л., Бяков В.М. Количественная модель радиолиза жидкой воды и разбавленных водных растворов водорода, кислорода и перекиси водорода. I. Формулировка модели. М.: Препринт ИТЭФ №74-91, 1991. -24с.

12. Ершов Б.Г., Гордеев А.В. Моделирование влияния 02 и Н2 на концентрацию продуктов радиолиза в теплоносителе первого контура ВВЭР-440. Атомная энергия, 1993, Т.74, №2, с.113-118.

13. Гордеев А.В., Ершов Б.Г. Расчет рН водного теплоносителя в первом контуре ВВЭР. Атомная энергия, 1995, Т.79, №5, с.360-366.

14. Гордеев А.В. Математическое аоделирование радиационно-химических превращений водного теплоносителя в первом контуре АЭС с водо-водяным энергетическим реактором. Диссертация на соискание ученой степени кандидата химических наук. М.: ИФХ РАН, 1993.

15. Михайлова Т.Л. Радиационно-химическое окисление аммиака и гидразина в водных растворах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата химических наук. М.: ИФХ АН СССР, 1991.

16. Лукашенко М.Л. Математическое моделирование радиолиза водного теплоносителя в кипящих энергетических реакторах. Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. М.: МЭИ, 1992.

17. V.G.Kritski, JU.G.Bobrov, V.N.Vasilyev, I.G.Berezina, O.P.Shmantsar, JU.A.Rodionov. Calculation of relation H2-NH3 in the primary circuit coolant of WWER-440 reactor. Water chemistry in nuclear reactor systems, Avignon, France, 2002.

18. Kent M.S., Sims H.E. High temperature aqueous radiation chemistry of ammonia and hydrazine: Application to reactor coolant chemistry. AEA-RS-2386.

19. Hickel В.; Sehested K. Radiat. Phys. Chem. 39(4): 355-7 (1992).

20. Пикаев A.K. Современная радиационная химия. Радиолиз газов и жидкостей. М.: Наука, 1986, 440 с.

21. Манькина Н.Н. Физико-химические процессы в пароводяном цикле электростанций. М., Энергия, 1977.

22. JI. Одрит и Б. Огг. Химия гидразина. М., Иностранная литература, 1954.

23. Н.В.Коровин. Гидразин. М., Химия, 1980.

24. W.G.Burns, J.Henshaw, M.C.Kent, H.E.Sims. Radiation chemistry of reactor coolants -nitrogen chemistry. Chemistry in water reactors: Operating experience and new developments. 2427/04/94. Nice: France Nuclear Society, 1994.

25. Buxton G.V., Stuart C.R. Radiation Chemistry of Aqueous Solutions of Hydrazine at elevated temperatures. Part 1. Oxygen-free solutions. //J. Chem. Soc., Faraday Trans., 1996, V.92, No9, P.1519.

26. Buxton G.V., Stuart C.R. Radiation Chemistry of Aqueous Solutions of Hydrazine at elevated temperatures. Part 2. Solutions containing oxygen. J.Chem.Soc., Faraday Trans., 1997, 93(8), 1535-1538.

27. Lefort M., Haissinsky M. Decomposition radiochimique de l'hydrasine en solution aqueuse.// J. Chim. Phys. 1956. V.53. P.527

28. Dewhurst H.A., Burton M. Radiolysis of aqueous solutions ofHydrasine. Journal of American Chemical Society, 1956, V. 77. No 20, P.5781

29. Kent M.C., Sims H.E. Poster 11. The radiation chemistry of hydrazine with relevance to reactor coolants. Water Chemistry of Nuclear Reactor Systems 6. BNES, London, 1992.

30. Feron D., Lambert I., Santarini G. Hydrazine, oxygen and materials interactions in a PWR secondary system. 1988 JIAF International Conference on Water Chemistry in Nuclear Power Plants. V.2. April 19-22, 1988, Tokyo.

31. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива, Москва, Энергоатомиздат, 1983.

32. Руководство по радиационной защите для инженеров. Т.1, пер. с англ. под ред. Бродера Д.Л. и др., Москва, Атомиздат, 1972.

33. Baker L., Just L. Studies of metal-water reactions at high temperatures. ANL-65481962).

34. Prini R.F., Crovetto R. Evaluation of Data on Solubility of Simple Apolar Gases in Light and Heavy Water at High Temperature.// J. Phys. Chem. Ref. Data, 1989, VI. 18, No.3,

35. Белянин B.C., Григорьева Т.В., Иваииикова Н.А. Константы и коэффициенты распределения компонентов водного теплоносителя АЭС при температурах 25-325 °С. //Теплоэнергетика 1991, №11.

36. Химическая энциклопедия под ред. Кнунянца И.Л. М.:Советская энциклопедия,1988.

37. РД-03-34-2000. Требования к составу и содержанию отчета о верификации и обосновании программных средств, применяемых для обоснования безопасности объектов использования атомной энергии.

38. Пашевич В.И., Духовенская Л.Д., Мамонтова Н.Н. О применении гидразина для обескислороживания теплоносителя 1 контура ВВЭР в стояночном режиме.// Теплоэнергетика 1978, №4, С.31

39. Аллен А.О. Радиационная химия воды и водных растворов. М.: Атомиздат, 1963,с.80

40. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов: Учеб. пособие для вузов. 2-е изд., перераб. и доп. М.: Энергоатомиздат, 1989,с. 221, 391.

41. Garbett К., Henshaw J., Sims Н.Е. Hydrogen and oxygen behavior in PWR primary coolant. In:Proc. of 8 BNES Intern. Conf. in Bournemouth, UK, Water Chemistry in Nuclear Reactor Systems (Oct.22-26, 2000), V.l, p.85-92.

42. Lin Chien C. Hydrogen water chemistry technology in BWRs. A review of fundamentals and future Development. In:Proc. of 1998 JAIF Intern. Conf. on Water Chemistry in NPPs.(Oct. 13-16, 1998, Kashiwazaki, Japan), p.211-217

43. Brun C., Long A., Saurin P., e.a. Radiolysis studies at Belleville (PWR 1300). Water chemistry with low hydrogen concentration. In:Chemistry in Water Reactors: Operation Experience and New Development. Nice. France. Apr. 24-27, 1994, V.l, p.73-79

44. Эршлер Б.В., Нежевенко А.А., Мясищева Г.Г. Механизм радиационного распада перекиси водорода. Докл. АН СССР, 1959, Т.126, № 1, с.126-129