автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Анализ развития и особенности управления запроектными авариями реактора РБМК - 1000 с длительным разогревом активной зоны

На правах рукописи УДК 621.039.586

Гмырко Владимир Евгеньевич

АНАЛИЗ РАЗВИТИЯ И ОСОБЕННОСТИ УПРАВЛЕНИЯ ЗАПРОЕКТНЫМИ АВАРИЯМИ РЕАКТОРА РБМК -1000 С ДЛИТЕЛЬНЫМ РАЗОГРЕВОМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

005560530

Москва - 2014

005560530

Работа выполнена в ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени H.A. Доллежаля» (ОАО «НИКИЭТ»),

Научный руководитель:

кандидат технических наук,

главный научный сотрудник ОАО "НИКИЭТ"

Никитин Юрий Михайлович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор, первый заместитель генерального

директора ОАО «Концерн Росэнергоатом» Асмолов Владимир Григорьевич

кандидат технических наук, заведующий лабораторией ИБРАЭ РАН Долганов Кирилл Сергеевич

Ведущая организация: ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» Защита состоится » 20в /У' С^ на заседании

диссертационного совета Д 201.008.01 при ОАО «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени H.A. Доллежаля» по адресу: ул. М. Красносельская, д. 2/8, Москва, 107140 (адрес для почтовых отправлений: а/я 788, Москва, 101000).

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке и на сайте ОАО «НИКИЭТ» (www.nikiet.ru).

Автореферат разослан « /У» 20\^г.

Учёный секретарь

диссертационного совета Д 201.008.01 / A.B. Джалавян

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

Обязательной составляющей анализа безопасности реакторных установок является исследование запроектных сценариев, вероятность которых мала, но их последствия могут быть весьма тяжелыми. Это подтверждается авариями на АЭС «TMI», на 4-ом энергоблоке ЧАЭС и на АЭС «Fukushima».

В связи с последними событиями на АЭС «Fukushima», Всемирной ассоциацией организаций, эксплуатирующих атомные электростанции (WANO) были разработаны рекомендации для проведения стресс-тестов, направленных на дополнительный анализ устойчивости АЭС, в том числе, при развитии запроектных сценариев. В свою очередь для АЭС России ОАО «Концерн Росэнергоатом» разработало отраслевой план по повышению уровня безопасности действующих российских АЭС, включающий в себя среднесрочные и долгосрочные мероприятия по исключению катастрофических последствий аномальных внешних событий. Среди мероприятий плана предусмотрено:

- выполнение целевых проверок и анализ обеспечения безопасности АЭС при экстремальных воздействиях;

- выполнение дополнительного анализа сценариев запроектных аварий с учетом влияния соседних блоков и уроков на АЭС «Fukushima»;

- разработка дополнительных проектных решений и их реализация в обеспечение устойчивости АЭС при развитии тяжелых аварий;

- корректировка противоаварийных инструкций и руководств в части действий персонала по управлению тяжелыми авариями;

- актуализация нормативных документов.

В этой связи приобретает актуальность совершенствование руководств управления запроектными авариями реактора РБМК-1000, предполагающее, в том числе, развитие расчетных средств и методов анализа запроектных аварий с учетом особенностей реакторной установки.

Цель работы состояла в разработке и усовершенствовании расчетных

средств, методов анализа, а также способов управления запроектными авариями, характеризующимися длительным разогревом активной зоны реактора РБМК-1000, направленном на повышение уровня их безопасности.

Метод исследования заключался в развитии усовершенствованных моделей реакторной установки РБМК-1000, методик исследования аварий и выполнении анализа возможных запроектных аварийных последовательностей с использованием инструментария кода КЕЬЛР5/тос13.2.

Научные положения, выносимые на защиту.

1. Особенности моделирования элементов активной зоны РБМК с использованием инструментария кода 11ЕЬАР5/тос13.2 для запроектных аварий, сопровождающихся длительным разогревом активной зоны.

2. Способы управления тепловыми запроектными авариями с использованием воды, запасенной в конденсатно-питательном тракте.

3. Методы восстановления теплоотвода от разогретой активной зоны, исключающие переопрессовку канальных труб и реакторного пространства.

4. Характеристики запроектных аварий, вызванных разрывом трубопроводов большого диаметра и особенности управления ими.

Научная новизна.

Научная новизна заключается в следующем:

- на основе выполненного в работе анализа разработаны научно-технические рекомендации по управлению запроектной аварией с длительным обезвоживанием реакторной установки РБМК-1000 с использованием пассивных запасов воды питательно-конденсационного тракта. Сформулированы рекомендации, повышающие эффективность аварийного расхолаживания активной зоны реактор;

- оценены временные характеристики развития запроектных аварий, вызванных разрывом трубопроводов большого диаметра;

- разработаны способы управления запроектными авариями путем перераспределения запасов воды в активной зоне с целью максимального увеличения времени до начала повреждения активной зоны;

- разработаны способы расхолаживания перегретой активной зоны, позволяющие избежать (минимизировать) повреждения канальных труб, опирающиеся на симптомы состояния реакторной установки РБМК-1000 (температура графитовой кладки реактора, расход охлаждающей воды и производительность заранее открытых паросбросных устройств);

- разработана усовершенствованная модель активной зоны в части оценки термического сопротивления области колец твердого контакта (между графитовым блоком и канальной трубой) в различные периоды эксплуатации реактора РБМК-1000 и при различных режимах его работы.

Достоверность и обоснованность научных положений и результатов проведенных исследований подтверждается:

- использованием верифицированного кода КЕЬАР5/тос13.2;

- применением методик моделирования и моделей РУ РБМК, верифицированных на базе сопоставительных расчетов переходных режимов энергоблоков Курской АЭС с РУ РБМК-1000;

- научно-техническим обсуждением результатов работ диссертации, в статьях журнала «Атомная энергия», в книге «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК», а также в материалах, вошедших в эксплуатационную документацию (отчеты по углубленному анализу безопасности АС с реакторами РБМК, «Руководство по управлению запроектными авариями») действующих АЭС с РБМК-1000.

Практическая ценность.

Полученные в диссертации результаты анализа запроектных аварий с длительным обезвоживанием активной зоны и с разрывом трубопроводов большого диаметра с отказом САОР использованы в эксплуатационной документации действующих АЭС с РБМК-1000 («Руководство по управлению запроектными авариями»).

Сформулированные методы моделирования области между графитовым блоком и канальной трубой с расположенными кольцами твердого контакта, позволяют повысить точность анализа теплообменных процессов в активной

зоне кодом RELAP5/mod3.2 при анализах безопасности РУ РБМК и, в особенности, при анализе сценариев запроектного развития аварий.

Разработанные модели позволяют корректно учитывать факторы, влияющие на параметры запроектных аварийных последовательностей РБМК-1000, а программные средства («постпроцессор» для кода RELAP5/mod3.2 и др.) качественно улучшают подготовку исходных данных и анализ получаемых результатов.

Личный вклад автора.

- автором разработаны описанные в диссертации программные средства (V faktor, SPPR, SPPRReader);

- выполнено моделирование реакторной установки 3 блока Курской АЭС;

- усовершенствованы модели теплообмена между графитовыми блоками и канальными трубами, а также модель радиационного теплообмена в пучке твэлов;

- выполнены вариантные расчёты сценариев полного обесточивания собственных нужд энергоблока, разрывов трубопроводов большого диаметра (опускная труба, напорный коллектор ГЦН, РГК) без срабатывания САОР и захолаживания разогретой активной зоны реактора;

- выполнены обработка и анализ результатов расчетов;

- сформулированы выводы и рекомендации.

Апробация работы.

Основные положения и результаты диссертационной работы изложены в 5 научных публикациях, в том числе в 2 статьях в журнале «Атомная энергия», входящем в перечень ведущих научных рецензируемых изданий, и в книге «Канальный ядерный энергетический реактор РБМК». Результаты работы также были представлены экспертам Ростехнадзора и Концерна «Росэнергоатом» и по итогам обсуждений вошли в эксплуатационную документацию действующих энергоблоков АЭС с РБМК-1000.

Структура п объём диссертации. Диссертация состоит из введения, 5 глав, заключения, списка литературы из 63 наименований. Диссертация содержит 146 страниц текста, в том числе 115 рисунков и 14 таблиц.

В главе 1 описывается классификация запроектных аварий по типу процессов, определяющих характер их развития по времени достижения тяжелых повреждений и по степени повреждения реактора. Отмечается, что наибольший вероятностный вклад в риск тяжелого повреждения активной зоны (вероятность ~10"5 1/реакт.год) дают запроектные тепловые аварии, вызванные отказами оборудования и систем.

Для эффективного управления запроектными авариями требуется наличие:

• сформулированных целей управления;

• разработанной общей стратегии и соответствующей технической документации (руководств) по управлению запроектными/тяжёлыми авариями для достижения основной цели управления - ослабление последствий запроектной аварии.

Общие цели управления авариями достаточно универсальны: восстановление основных функций безопасности; предотвращение повреждения активной зоны; ограничение эскалации аварийных последовательностей; минимизация выхода радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

Стратегия управления запроектными авариями должна учитывать временную классификацию, характеризующую время, располагаемое оперативным персоналом для принятия решений.

Согласно рекомендациям МАГАТЭ, аварийные запроектные последовательности по критерию времени достижения тяжелого состояния активной зоны можно сгруппировать следующим образом:

• группа аварий, для которых время развития до стадии тяжёлого повреждения «короткое» — 5 - 60 мин;

• группа медленно развивающихся аварий (> 60 мин). Управляющие действия для 1-ой группы аварий могут выполняться с

использованием дистанционных средств управления оборудованием и, отчасти, с использованием управляющих действий «по месту».

Для медленно развивающихся аварий (2-я группа) возможно использование общеблочного и общестанционного оборудования, межблочных связей по электропитанию и т.д., а также эффективное управление оборудованием «по месту».

Исследования представительных аварийных последовательностей включает в себя:

-разработку эффективных моделей элементов КМПЦ реакторной установки для используемого расчетного кода (а также дополнительных инструментов анализа);

-формирование методик исследования, а также выполнение расчетов. Степень повреждения активной зоны РБМК и, соответственно, уровень радиационных последствий аварий, определяется реперными температурными диапазонами:

• в диапазоне температур 700-1200°С, при потере целостности оболочек твэлов реализуется выход продуктов деления (газообразных и паров I и Сб) в количестве от долей до одного процента в час от их исходного количества;

• в диапазоне температур 1200-1800°С, вследствие образования в топливе зон с измененной структурой, выход продуктов деления (в том числе летучих) увеличивается до 10-15 % в час от их общего количества в твэлах;

• перегрев твэлов выше 1800°С приводит к выходу практически всех летучих продуктов деления и по мере роста температур - к выходу нелетучих.

Данное изменение состояния элементов активной зоны РБМК при нагреве до температуры плавления приводится на Рис. 1.

В зависимости от характеристик аварийного сценария и ожидаемых процессов, расчетные исследования выполняются с привлечением различных кодов. Для анализа стадий аварии с плавлением материалов активной зоны и сопровождающих процессов (область температур > 1200°С) обычно используются либо комплексные механистические коды, либо «простые» параметрические коды.

ГС

3000 2800

2600. 2400 _ 2200. 2000 1800 1600 1400 1200 1000 800 600

I

Плавление стальных дистанционирующих решеток и оболочек ПЭЛ КРО

Образование зон изменённых структур в топливе Образование эвтектики сталь-цирконий Интенсивная пароциркониевая реакция

Потеря целостности оболочек твэлов при обжатии

Разрыв канальных труб при высоком давлении

Плавление алюминиевых элементов стержней РР и АЗ каналов СУЗ

Рис. 1. Состояния элементов активной зоны РБМК

Для анализа состояния активной зоны РБМК на начальной стадии развития запроектных аварий в диапазоне температур ~ 600-1200°С применяется код 11ЕЬАР5/тос13.2, переданный для некоммерческого использования предприятиям Росатома в рамках программы «ТЕРМОКОД».

Исходя из приведенной классификации запроектных аварий, их характеристик и основываясь на достигнутом научно-техническом уровне, сформированы основные задачи, направленные, в конечном итоге, на совершенствование имеющейся эксплуатационной документации по управлению запроектными авариями для РУ РБМК:

• усовершенствование модели активной зоны РБМК в 11ЕЬАР5/тос13.2 и средств анализа выбранных аварийных последовательностей;

• анализ значимости различных факторов для задержки повреждения физических барьеров безопасности активной зоны при полном обесточивании собственных нужд энергоблока с РБМК;

• оценка эффективности управляющих действий персонала при разрывах трубопроводов большого диаметра контура циркуляции РБМК в условиях отказа САОР;

• оценка величины всплеска давления в циркуляционном контуре при восстановлении охлаждения перегретой активной зоны;

• усовершенствование рекомендаций по управлению авариями на стадии предупреждения развития тяжелого повреждения активной зоны.

В Главе 2 приведена разработанная автором модель реакторной установки 3-го энергоблока КуАЭС для кода 11ЕЬАР/то<13.2 и, в том числе, усовершенствованные модели элементов активной зоны реактора.

Модель реакторной установки 3-го энергоблока Курской АЭС описывает активную зону, БС, ГЦН, арматуру и систему трубопроводов; системы паропроводов; системы подачи питательной воды от ПЭН и АПЭН в БС и РГК; САОР; системы отвода пара через турбогенераторы, БРУ-К, БРУ-ТК, ГПК и т.д.; работы УСНЭ и УСБ (автоматические регуляторы, КСКУЗ и т.д.).

Для повышения достоверности оценок состояния основных физических барьеров безопасности активной зоны (оболочки твэлов, канальные трубы) была усовершенствована модель передачи тепла излучением от твэлов к канальной трубе и сформулирована методика определения эффективной теплопроводности для области колец твердого контакта (между графитовым блоком и канальной трубой). Расчет эффективной теплопроводности этой области основывается на анализе температурных полей фрагмента графитовой кладки по коду А№У8. Были рассчитаны значения теплопроводности для различного периода эксплуатации реактора 3-го энергоблока Курской АЭС

(Рис. 2), а также для случая изменения геометрии канальной трубы, обусловленного воздействием температур и давлений при запроектной аварии.

7.5 7

5" 6.5

Ъ

£ б

л

G 5.5

0

1 ■

о

| 4.5

С

|1 4

3.5 3

О 100 200 300 400 500 600 700 800 Температура, °С

Рис. 2. Эквивалентная теплопроводность области КТК в зависимость от температуры

Перенос тепла излучением моделируется с использованием уравнения Стефана-Больцмана и закона Ламберта. Для применения этой модели должен быть сформирован массив «угловых коэффициентов облучения», показывающих распределение энергии излучающей поверхности по поверхностям окружающих конструкций. Угловые коэффициенты поверхностей TBC и канальной трубы были получены с использованием разработанной автором программы V_faktor, позволяющей вычислять угловые коэффициенты облучения для произвольного набора параллельных цилиндров.

В качестве дополнительного инструмента анализа, автором была разработана программа SPPR, представляющая собой

«постпроцессор» для кода

RELAP5/mod 3.2, позволяющая

обрабатывать полученные в результате расчета бинарные файлы. В программе SPPR реализованы функции чтения данных из бинарного файла расчета, отображение информации в виде таблиц,

вш

Рис. 3. Интерфейс SPPR. Панель данных.

графиков (Рис. 3) и анимации, предусмотрены средства отображения и конвертации данных в форматы MS Word и MS Excel, а также «упрощенное» воспроизведение анимации с помощью разработанной утилиты SPPRreader.

В главе 3 исследованы возможности персонала по управлению аварией при полном обесточивании собственных нужд энергоблока с помощью использования имеющихся пассивных запасов воды (гидробаллоны САОР, деаэраторы) и средств снижения давления в КМПЦ (ГПК, БРУ-К).

Сценарий аварии с полным обесточиванием энергоблока с РБМК-1000 и длительной невозможностью восстановления энергоснабжения насосов систем аварийного охлаждения и подпитки реактора по последствиям охватывает большой спектр тепловых аварий с отказом обеспечивающих систем и оборудования реакторной установки при изначально сохранённой целостности КМПЦ и с возможными тяжёлыми последствиями.

Были рассмотрены управляющие действия по подпитке реактора водой из гидробаллонов САОР и (или) трубопроводов питательного тракта, а также по эффективности сброса давления в КМПЦ и перераспределению запасов воды по половинам реактора.

Сброс давления в КМПЦ предотвращает множественный разрыв канальных труб при высоком давлении, что сохраняет конструктивную целостность реактора, способствует полному использованию запасов воды гидробаллонов САОР, а также обеспечивает подачу воды из деаэраторов и питательных трубопроводов в реактор. Но, как показали расчеты, использование «пассивных» источников воды питательного тракта не является достаточным условием для отдаления опасных последствий. Пассивная подача воды оказывалась неравномерной, что, в предельном случае, приводило к отсутствию подпитки одной из половин реактора (Рис. 4). В качестве компенсирующей меры была проанализирована возможность выравнивания запасов воды по половинам КМПЦ за счет их объединения «по воде» через трубопроводы САОР (Рис.5). Выполненные расчеты показали высокую эффективность данного решения, что выражалось в значительном увеличении времени до начала разогрева активной зоны реактора.

.*. î г;!?: 'i ______. , „„

Рис. 4. Обесточивание CH. Распределение воды в изолированных половинах реактора.

з .............................

Рис. 5. Обесточивание CH. Распределение воды в объединенных по воде половинах реактора.

Эффективность управляющих действий персонала для рассмотренных сценариев приведена в Табл. 1.

Диагностируемыми параметрами, позволяющими оценивать состояние реакторной установки, являются: давление в КМПЦ; уровни воды в БС, в ГБ САОР и в деаэраторах; показания термопар графитовой кладки.

В главе 4 анализируется развитие тепловых запроектных аварий, характеризующихся периодом развития до повреждения целостности оболочек твэлов ~ 10 минут и более (реальным для успешных противоаварийных действий), которые из-за ограниченности времени могут управляться в основном с использованием дистанционных средств управления оборудованием систем безопасности и систем нормальной эксплуатации, сохранивших работоспособность. К этому классу аварий следует отнести исходные события, вызванные разрывом трубопроводов и коллекторов контура циркуляции с дополнительным отказом САОР.

Сохранение физических барьеров безопасности активной зоны (оболочки твэлов, канальные трубы) при авариях с потерей теплоносителя после заглушения реактора определяется главным образом величиной истечения, а также быстродействием и производительностью САОР. Отказ на срабатывание САОР по требованию оценивается величиной ниже, чем 10 , но в случае такого отказа появляется риск быстрого разогрева — твэлов и канальных труб.

Табл. 1 Основные события запроектной аварии, вызванной обесточиванием собственных нужд, при управляющих действиях

персонала. Отсчет времени от начала обесточивания.

Номер сценария 1 | 2 | 3 | 4

Снижение уровня в БС до уставки «-1 ООО мм» ■«- 15 мин -►

УПРАВЛЯЮЩИЕ ДЕЙСТВИЯ ПЕРСОНАЛА:

Открыты задвижки на сливных трубопроводах от ГБ САОР в КМПЦ - 15 мин - 15 мин

Открыт клапан БРУ-К - - 15 мин 15 мин

ПОСЛЕДСТВИЯ:

Начало слива воды из питательного тракта в БС - - ~2 ч ~3 ч 20 мин

Начало разогрева активной зоны1' ~ 1 ч 50 м ~ 2 ч 50 м ~ 1 ч 30 м ~Пч",15ч41

Температура оболочки твэла достигла 700"С ' ~ 5 ч 30 м ~ 6 ч 30 м ~5 ч 30 + 8 ч 20 м ~ 20 - 24 ч

Температура канальной трубы достигла 650"С ~6ч ~ 7 ч 15 м ~ 6 ч 15 м (Ркмпп -0.33 МП а) ~ 20 ч 50 м (Рииш~0Л5МПа)

потеря конструктивной целостности реакторного пространства ~6ч ~ 7 ч - -

потеря целостности оболочек твэлов ~5 ч 30-8 ч 20 м ~ 20 - 24 ч

возможное образование «свищей» в канальных трубах ~ 10 ч ~ 24 ч

интенсивная пароциркониевая реакция при 1 = 1200"С (генерация Н2) ~16ч 30 м -33 ч

1 может быть определено по началу 1 может быть оценено персоналом по 'в одной половине активной зоны увеличения температуры показаниям температуры графитовых 4) во второй половине активной зоны

графитовых блоков блоков

Выполненные расчеты показали, что разгерметизация оболочек твэлов аварийной половины активной зоны при разогреве до 700°С будет иметь место (Рис. 6): в случае разрыва НК — после ~ 10 минуты; при разрыве ОТ около БС - после ~ 17 минуты; при разрыве РГК после ОК - после ~ 40 минуты.

1

3 ' ц

-1. Ра. -2. Ра рыв ПК рыв РГК рыв ОТ

О 2000 4000 6000 8000 10000

Время, с

Рис. 6. Максимальные температуры оболочек твэлов ТК максимальной мощности аварийной половины.

Минимальное время

достижения температурой

канальных труб 650°С в ТК максимальной мощности

аварийной половины

составляет: ~ 20 минут при разрыве НК, ~ 1 час при разрыве о 2000 «оо «кю «ода 10000

Время, с

ОТ и более 2 часов при разрыве „ _ .. к

г г к Рис. 7. Максимальные температуры канальных труб

РГК (Рис. 7). Но давление в БС в тк максимальной мощности аварийной половины, эти моменты времени снижается

до ~ 3 кг/см2 при разрывах НК и ОТ и до ~ 5 кг/см2 при разрыве РГК. Поэтому возможные повреждения канальных труб при этих и даже больших температурах должны иметь вид отдельных свищей, при которых конструктивная целостность реакторного пространства сохраняется.

При этом для всех разрывов трубопроводов большого диаметра КМПЦ следует отметить значительную разницу по времени начала разогрева ТК соответствующих половин реактора и увеличивающуюся со временем разность температур графитовой кладки аварийной и неаварийной половин реактора.

Выполненные расчеты показали, что подача воды в неаварийную половину КМПЦ должна быть начата не позднее 2 часа аварии, что позволяет оперативному персоналу некоторое время максимально использовать имеющиеся ресурсы для предотвращения развития дальнейших повреждений ТК на аварийной половине реактора.

Основными симптомами аварий вызванных повреждением трубопроводов КМПЦ большого диаметра являются: шум и удары в помещениях с поврежденными трубопроводами, повышение давления в помещениях КМПЦ, резкое снижение давления и уровней в БС. В течение аварии могут закавитировать и отключиться ГЦН сначала на аварийной, а потом и на неаварийной половине.

В главе 5 анализируются управляющие действия персонала в случае восстановления подачи воды в разогретую активную зону реактора, которое должно сопровождаться всплеском давления.

Цель расчетов состояла в оценке роста давления и определении основных факторов, влияющих на величину всплеска давления.

Аварийное состояние реактора (до начала восстановления охлаждения), характеризующееся осушением активной зоны и повышенным уровнем температур, было получено путем расчета сценария полного обесточивания собственных нужд энергоблока без подачи воды в КМПЦ от всех потенциальных источников. При анализе всплеска давления варьировались подача воды в реактор (от 100 т/ч до 750 т/ч) и пропускная способность заранее открытых паросбросных устройств (моделировалось открытием от одного до четырех клапанов БРУ-К номинальной производительностью 725 т/ч каждый).

Основными факторами, влияющими на величину повышения давления, являются:

- энергия, аккумулированная в графитовой кладке и частично энерговыделение в твэлах (Рис. 8);

- расход воды, подаваемой в активную зону;

- пропускная способность открытых паросбросных устройств (Рис. 9).

р, 40

<гс/см2 35

- 50 30

40 * 25

? 20

30

a

20

- 10 5

0

О3 с

\

V

.....—-

Рис. 9. Давление в БС при различном количестве открытых клапанов БРУ-К. Расход воды 250 т/ч, температура графита в момент начала захолаживания 800 °С.

1 - мощность, отводимая от TBC; 2 -мощность, отводимая от графитовой кладки; 3 - давление в барабан-сепараторах Рис. 8. Изменение мощности, отводимой охлаждающей водой, и выбег давления при захолаживании реактора расходом 500 т/ч при одном открытом клапане БРУ-К. Температура графита в момент начала захолаживания 800 °С.

Существенным при анализе повышения давления является оценка захолаживания активной зоны с учетом возможных формоизменений в системе «графитовый блок - КТК - канальная дао 5оо воо 700 800 т. °с труба», что может привести к

1 -учитывается деформация области КТК, расход увеличению эффективной

воды 750 т ч; 2 - учитывается деформация

,„,, , . теплопроводности колец КТК. Это

ооласти КТК, расход воды 2э0 т ч; 3 - г

деформация области КТК ие учитывается, расход может привести К повышению СТОКа

тепла из графитовой кладки к

охлаждающей воде. Как показали

выполненные расчеты, без учета

исчерпания зазоров в области

расположения колец твердого контакта

оценки выбега давления могут занижаться (Рис. 10).

воды 750 т ч; 4 - деформация области КТК не учитывается, расход воды 250 т ч: Рис. 10. Всплеск давления в зависимости от температуры графитовой кладки при начале захолаживания. Открыт один клапан БРУ-К

Всплески давления существенно снижаются при открытии всех четырех клапанов БРУ-К.

Расчеты показали также (Рис. 11), что при 4-х открытых клапанах БРУ-К, снижение расхода захолаживания позволяет избежать всплеска давления в КМПЦ выше ~ 0,5 МПа при исходной температуре графитовой кладки и твэлов в диапазоне ~ (600 - 1 ООО) °С.

Минимальный расход для захолаживания ТК по всей высоте активной зоны в том же диапазоне температур должен быть > 50 т/ч.

В условиях запроектных аварий, вызванных разрывами трубопроводов большого диаметра (сечение сброса пара больше, чем при 4-х открытых БРУ-К)

с отказом на включение САОР, расход захолаживания может быть больше. Так при захолаживании активной зоны разогретой до температуры > 900 °С через ~4 часа 10 мин после разрыва НК, при подаче воды с расходом 750 т/ч (из которых 500 т/ч поступает на аварийную половину), всплеск давления в БС аварийной половины не превышает 0,25 МПа (рис. 12). При этом в неаварийной половине всплеск давления несколько выше, чем в аварийной половине, что обусловлено стоком пара через поврежденную петлю КМПЦ. Дополнительный рост температур канальных труб после начала

Рис. 11. Расход, соответствующий всплеску давления в КМПЦ ~ 0,5 МПа в зависимости от температуры графитовой кладки

Отсчет времени от начача аварии

Рис. 12. Разрыв НК ГЦН. Давление в БС после подачи воды от САОР с расходом 750 т/ч с 15000 с

захолаживания не превысил ~ 10°С (см. рис. 13).

Результаты анализа всплеска давления в БС при разрыве РГК с отказом САОР после начала захолаживания активной зоны, разогретой до температуры ~ 800 °С, при расходах воды 250 т/ч, 500 т/ч и 750 т/ч приведен на рис. 14.

"ИШШЩ ;| |Щ^-^ШЁШ !| д| 1 1 1 I I I 1~Г~

Рис. 13. Разрыв НК ГЦН. Температура канальных труб после подачи воды с расходом 750 т/ч, начиная с 15000 с

8

» 6 ! 11

0

О 1DOO 2 ООО 3000 4000 5000 6000 7000 8000 ЭООО 10000 11000

Отсчет времени от начала подачи воды

1 -расход воды 250 т'ч: 2 - расход воды 500 т'ч; S -

расход воды 750 т ч. Рис. 14. Всплеск давления в БС при разрыве РГК после начала захолаживания разогретой активной зоны. Температура графита 800 °С.

В

Основные результаты работы состоят в следующем:

В диссертационной работе содержится решение задачи совершенствования руководств по управлению запроектными авариями и связанных этим вопросов развития расчетных средств и методов анализа, имеющих существенное значение для повышения уровня безопасности действующих российских АЭС с РУ РБМК.

В рамках усовершенствования модели активной зоны РБМК. предназначенной для расчетов с помощью кода Г1ЕЬАР5/тос13.2, разработана методика расчета термического сопротивления в области колец твердого контакта (между графитовыми блоками и канальной трубой) в различные периоды эксплуатации реактора.

Разработана программа инженерного расчета угловых коэффициентов облучения в тепловыделяющих сборках, содержащих произвольный набор цилиндрических поверхностей. С использованием программы получены с

высокой точностью значения угловых коэффициентов облучения для элементов TBC РБМК в предположении диффузно излучающих поверхностей.

В качестве дополнительного инструмента анализа разработана программа «SPPR», предоставляющая пользователю сервис «постпроцессора» при работе с кодом RELAP5/mod3.2.

Выполнен анализ влияния управляющих действий оперативного персонала на время начала потери физических барьеров безопасности активной зоны реактора при развитии запроектной аварии, вызванной полным обесточиванием собственных нужд энергоблока.

Впервые проанализированы возможности управления запроектной аварией с использованием воды, запасенной в питательно-конденсационном тракте, и продемонстрирована эффективность объединения двух половин реактора через трубопроводы САОР.

Оценены «окна времени» для управляющих действий оперативного персонала при разрывах трубопроводов большого диаметра циркуляционного контура РБМК при отказе САОР.

Продемонстрированы возможности перераспределения запасов воды при охлаждении реактора с поврежденным циркуляционным контуром.

Проанализирован эффект повышения давления в КМПЦ при восстановлении охлаждения разогретой активной зоны с точки зрения угрозы потери целостности канальных труб. Дана количественная оценка факторов, влияющих на величину всплеска давления (температура графитовой кладки реактора, расход охлаждающей воды и пропускная способность заранее открытых паросбросных устройств). Определены условия расхолаживания, позволяющие избежать (минимизировать) повреждения канальных труб.

Сформулированы рекомендации оперативному персоналу АЭС с РБМК, вошедшие в эксплуатационную документацию («Руководство по управлению запроектными авариями»).

Список сокращений

АПЭН - аварийный питательный электронасос;

БРУ-ТК - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара

технологические конденсаторы;

БРУ-Д - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара деаэраторы;

БРУ-К - быстродействующая редукционная установка со сбросом пара

конденсаторы турбин;

БС — барабан-сепаратор;

ГБ - гидробаллон;

ГПК - главный предохранительный клапан;

ГЦН - главный циркуляционный насос;

КМПЦ — контур многократной принудительной циркуляции;

КСКУЗ - комплексная система контроля, управления и защиты;

КТК — кольца твердого контакта;

НК - напорный коллектор;

OK - обратный клапан;

ОТ - опускная труба;

ПЭН — питательный электронасос;

РГК - раздаточно-групповой коллектор;

САОР - система аварийного охлаждения реактора;

СН - собственные нужды;

ТК - топливный канал;

УСБ — управляющие системы безопасности;

УСНЭ — управляющие системы нормальной эксплуатации;

WANO - World Association of Nuclear Operators.

Основные результаты диссертации опубликованы в работах:

1. Гмырко В.Е., Финякин А.Ф., Мамонтов А.Ю. Верификация кода RELAP5/mod3.2 с использованием данных по переходным режимам, протекавшим на энергоблоках с РБМК // Годовой отчет НИКИЭТ -2005. Сб. статей / Под ред. Е.О. Адамова. - М.: ГУЛ НИКИЭТ, 2005. -С. 108-109.

2. Гмырко В.Е., Мамонтов А.Ю., Финякин А.Ф. Расчетное исследование температурного режима графитовой кладки в процессе эксплуатации энергоблока с реактором РБМК-1000 // Годовой отчет НИКИЭТ - 2006. Сб. статей / Под ред. Е.О. Адамова. - М.: ГУЛ НИКИЭТ, 2006. - С. 59-61.

3. Гмырко В.Е., Никитин Ю.М. Оценка значимости различных факторов для задержки достижения тяжелого состояния активной зоны РБМК при полном обесточивании энергоблока // Атомная энергия. - 2013. - Т. 114. - Вып.1. - С. 3-8.

4. Гмырко В.Е., Никитин Ю.М. Запроектные аварии с разрывом трубопроводов большого диаметра контура циркуляции РБМК-1000 при отказе системы аварийного охлаждения реактора // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115. - Вып.7. - С. 3-6.

5. Гмырко В.Е. В книге: Канальный ядерный энергетический реактор РБМК /Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. / Под общей ред. Ю.М. Черкашова. - М.: ГУП НИКИЭТ, 2006. - С. 413-447 (раздел 9.5).

Подписано в печать 21.01.2015 Формат60х841/|6. Усл. печ. л. 1,0 Тираж 100 экз.

Отпечатано в типографии АО «НИКИЭТ»

по решению диссертационного советаД 201.008.01. Заказ № 1

107140, Москва, ул. М. Красносельская, 2/8