автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Безопасность реакторных установок РБМК и ЭГП-6 в условиях разрушения канальных труб

На правах рукописи

Крючков Дмитрий Вячеславович

БЕЗОПАСНОСТЬ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК РБМК И ЭГП-6 В УСЛОВИЯХ РАЗРУШЕНИЯ КАНАЛЬНЫХ ТРУБ.

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

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Работа выполнена в Государственном Научном Центре Российской Федерации-Физико-Энергетическом Институте, г. Обнинск.

Научный руководитель: кандидат технических наук,

Парафило Л.М..

Официальные оппоненты: доктор технических наук, профессор

Блинков В.Н., кандидат технических наук Кумаев В.Я.

Ведущая организация: Научно-исследовательский и конструкторский

институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля (НИКИЭТ)

Защита состоится 22 июня 2005 г. в 11 часов в аудитории 61^ на заседании Диссертационного Совета К201.001.01 при Всероссийском Научно-Исследовательском Институте по эксплуатации АЭС по адресу: 109507, г. Москва, ул. Ферганская, 25

отзывы просим направлять по адресу: 109507, г. Москва, ул. Ферганская, 25

С диссертацией можно ознакомиться в технической библиотеке Всероссийского Научно-Исследовательского Института по эксплуатации АЭС.

Автореферат разослан 17 мая 2005 г.

Ученый секретарь диссертационного совета кандидат технических наук, старший научный сотрудник,

Березин Б.Я.

з

Общая характеристика работы.

Актуальность работы обусловлена возрастающими требованиями к качественной адекватности и численной точности расчетного моделирования переходных и аварийных процессов для реально-сложных моделей объектов ядерной энергетики, включающих ядерные реакторы с набором технических систем безопасности и систем, важных для безопасности.

Цель работы

• разработка физико-математических моделей процессов, происходящих в активной зоне канального водографитового реактора типа РБМК и ЭГП-6 в условиях аварий с истечением высокопотенциального теплоносителя первого контура в кладку реактора,

• создание инструмента расчетного моделирования (интегрального компьютерного кода USTACK), обеспечивающего совместное решение задач тепло-гидравлики и механики структур применительно к процессам в кладке реактора и в реакторных системах, связанных с реакторным пространством,

Для достижения указанных целей были поставлены и решены следующие основные задачи:

1. разработка тепло-гидравлических моделей тракта ТК от раздаточного группового коллектора до барабан-сепаратора, включая связь с реакторным пространством в случае разгерметизации трубы ТК, течения и теплообмена в пространстве зазоров кладки реактора, течения и теплообмена в системах СЛА, СЗРП, КЦТК, в дренажных системах РУ,

2. разработка моделей механики структур: деформирование и разрушение трубы и блоков аварийной колонны, поступательные, вращательные движения графитовых блоков, прогиб труб ТК, СУЗ, КОХЛ,

3. разработка алгоритмов и процедур численного совместного решения задач движения блоков и прогибов труб в пределах всей кладки реактора,

4. разработка универсального интегрального компьютерного кода USTACK для решения задач динамики параметров процессов тепло-гидравлики и механики структур при авариях с истечением высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора,

5. разработка графической оболочки кода U_STACK, обеспечивающей

- формирование баз данных описания объектов исследования,

- управление сценарием аварии и потоками данных,

6. выполнение расчетных исследований аварийных процессов с последующим анализом результатов, проверка удовлетворения критериям приемлемости с целью выработки рекомендаций, касающихся модификаций конструкций, параметров эксплуатационных уставок, аварийных и послеаварийных мероприятий.

Объектами исследования являются ЯЭУ преимущественно канального во-дографитового типа (ЭГП-6, РБМК-1000 первого и второго поколения, реактор РБМК-1000 блока №5 повышенной безопасности Курской АЭС), стенды ТКР (ЭНИ1Д ВНИИАЭС), здания и системы Билибинской АЭС.

Предмет исследования - тепло-гидравлические процессы, процессы механики структур, перенос активности в условиях проектных и запроектных аварий.

Информационная база исследования включает проектную документацию и данные по эксплуатации российских АС.

Методологической и теоретической основой исследования являются

1. теория неравновесных тепло-гидравлических процессов течения и теплообмена многофазных, многокомпонентных сред (газо- паро- жидкостной поток, переносящий взвешенные твердые частицы) в областях с деформируемой геометрией проточных частей,

2. теоретическая механика - динамика систем твердых тел.

Научная новизна диссертационной работы:

• создана интегральная модель кладки канального реактора в целом, обеспечивающая численное моделирование процессов течения паро-газо-жидкостной смеси в изначально заполненном инертным газом пространстве зазоров кладки с геометрией, изменяющейся соответственно параметрам смеси,

• установлены качественные особенности и характерные масштабы параметров аварийных процессов в кладке РБМК в случае одиночного разрыва трубы ТК.

Практическая ценность

1. выполнена оценка параметров нагружения труб, определяющих возможность индуцированных вторичных повреждений труб, соседних с аварийным ТК. Не выявлено таких сценариев аварии, при которых наиболее напряженное состояние труб характеризовалось бы недостаточным запасом до механического разрушения,

2. в результате создания компьютерного кода и_8ТЛСК осуществлена возможность широкомасштабных расчетных исследований аварий с истечением теплоносителя в кладку,

3. обеспечена возможность анализа малых течей, включая оценку координат аварийного ТК и совершенствования диагностических систем КЦТК,

4. установлен масштаб предельных разрушений для реактора типа ЭГП-6 в случае «тяжелой» аварии с наиболее неблагоприятными последствиями,

5. оценен масштаб динамических параметров радиационной обстановки в здании Билибинской АЭС в условиях «тяжелой» аварии.

На защиту выносится

• системная постановка проблем анализа аварийных процессов, связанных с разрывами труб первого контура с истечением теплоносителя в кладку водографитового реактора, включающая:

- определение достаточного набора систем и конструкций реактора и учитываемых связей между этими объектами,

- набор физических явлений и параметров, существенных для анализируемых процессов и целей анализа,

- сценарные требования, обеспечивающие необходимый уровень однозначности постановки задач,

• использованные физико-математические модели описания процессов и связей между объектами:

- динамика зависимых поступательных движений с индивидуальным вращением множества графитовых блоков кладки, взаимодействующих между собой и с трубами реактора при определяющем воздействии переменного давления среды в зазорах между блоками,

- расчет прогиба колонны графитовых блоков с центральной металлической трубой, дистанционируемой с помощью концевых графитовых трубок с условием соблюдения гарантированного зазора, обеспечивающего относительное свободное поперечное смещение каждого графитового блока в направлении, перпендикулярном оси трубы,

-применение тепло-гидравлических методов кода RELAP5/mod3.2 для описания нестационарных неравновесных течений газо- паро- водяных потоков в гидравлически связанной системе плоских и кольцевых зазоров в графитовой кладке реактора и в системе помещений здания АЭС,

- модель переноса распадающихся радиоактивных веществ от источника до конечных накопителей (тупиковые емкости, атмосфера) через системы (газовая, дренажная и вентиляционная) и помещения здания.

• универсальный интегральный компьютерный код USTACK с развитой графической оболочкой в качестве инструмента анализа, реализующий постановку проблемы и физико-математические методы описания, указанные в предыдущих пунктах,

• результаты исследований:

-выявление основных закономерностей динамики механических и тепло-гидравлических параметров процессов в кладке для диапазона от малых течей до возможных предельно больших,

- оценка масштабов разрушения реакторной установки ЭГП-6 и строительных конструкций Билибинской АЭС для случая реактивностной аварии с предполагаемыми наиболее тяжелыми последствиями,

-оценка динамики массо-переноса, включая перенос радиоактивных веществ по помещениям здания и системам Билибинской АЭС в случае тяжелой аварии с разрушением конструкций удерживающих барьеров реактора,

- оценка эффективности системы КЦТК пятого блока Курской АЭС в сравнении с системами КЦТК РБМК 1-го и 2-го поколений.

Апробация работы.

Результаты работы были представлены на международных конференциях:

- Третий международный информационный форум. Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. - Обнинск 1998 - 240/98,

- Пятый международный информационный форум. Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР - Обнинск 2003 - S.15,

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва 2004-23,24.

Публикации:

Основные результаты диссертации отражены в 10 печатных работах [1]-[10] и 20 научно-технических отчетах.

Структура и объем работы:

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 60 наименований. Основной материал диссертации составляет 142 страницы текста, куда входит 89 рисунков, 7 таблиц.

Содержание работы

Во введении показана актуальность темы диссертационной работы, изложена цель работы и основные положения, выносимые на защиту и направленные на расширение представлений об уровне безопасности канальных во-дографитовых реакторов.

В первой главе выполнен обзор современного подхода к решению проблем обоснования безопасности РУ с канальными водографитовыми реакторами, показана целесообразность развития методов их решения.

Современный подход к обоснованию безопасности энергетических РУ все в большей мере характеризуется взаимосвязанными решениями нескольких связанных задач, которые ранее традиционно рассматривались в качестве самостоятельных. В качестве примера независимых задач можно указать тепло-гидравлические процессы в контурах реактора, нейтронно - физические процессы в активной зоне, проблемы механики оболочек твэлов, канальных труб. Соответственно этим задачам разрабатывались специфические проблемные коды. Физико-математические методы и реализующие их коды достигли в настоящее время высокого уровня совершенства, а возможности современной вычислительной техники стали достаточными для взаимосвязанного совместного решения отдельных проблем с использованием интегральных кодов. В качестве примеров могут быть названы широко известные коды КОРСАР/БАРС, САДКО, STEPAN/KOBRA, QUABOX/CUBBOX-ATHLET, ABACUS-FLUENT, R_SPACE, COCOSYS-АТНLЕТ и др.

Первым специализированным интегральным кодом, разработанным для взаимосогласованного решения проблем тепло-гидравлики и механики структур кладки канального водо-графитового реактора в условиях истечения теплоносителя в кладку является код R_SPACE. Структура кода содержит все необходимые компоненты для оценки сил, действующих на трубы ТК, и прогибов этих труб. Первое применение этого кода подтвердило существенность проблемы и возможность описания аварийных процессов с достаточным уровнем приближения. Коду R_SPACE присущ ряд существенных недостатков, что обусловило необходимость создания замещающего кода, получившего наименование U_STACK.

Как показала практика, в случае разрушения труб ТК существует возможность разрушения РУ и строительных конструкций здания АЭС. Современная практика решения таких задач представляется развитой в недостаточной мере: к настоящему времени автору не удалось обнаружить ни одной попытки реализации интегрального подхода, обеспечивающего рассмотрение проблемы, включая стадию разрушения строительных конструкций. Применительно к условиям Билибинской АЭС данная проблема имеет важную особенность: все 4 реактора станции расположены в едином реакторном зале. При таком расположении разрушение одной РУ способно вывести из строя всю АЭС навсегда или, по крайней мере, на несколько лет. Для Билибинской АЭС до настоящего времени авария такого рода не была предметом рассмотрения. Такая возможность обеспечена в результате создания интегрального кода RELAP+МЕХАНИКА.

Для моделирования процессов, протекающих в здании АЭС при «тяжелой» аварии, в современной практике известно несколько высоконадежных кодов. Различие таких кодов определяется:

- различием конструкций, материалов и режимов работы объектов анализа,

- различными целями анализа.

- требованиями к точности,

- традициями и квалификацией пользователя,

- доступностью кодов (организационно - финансовые ограничения).

Последняя версия кода RELAP5/MOD3.3, код RELAP/SCDAPSIM/MOD4

версия от декабря 2004, MELCOR включают:

- опции функции источников радиоактивных веществ,

- опции переноса и аккумулирования вещества в трубопроводах и оборудовании первого контура, поскольку эти коды ориентированы преимущественно на реакторы корпусного типа,

- модуль для оценки процессов в контайнменте при поступлении в него радиоактивных веществ.

Код RELAP/SCDAPSIM/MOD4 содержит модуль для решения 3D- проблем переноса и аккумулирования радиоактивных продуктов для объема с высоким уровнем детализации (в DEMO материалах приводится пример анализа процессов для объема, представленного ~9000 узлами).

Анализ названных кодов показывает возможность их применения для решения задач транспорта радиоактивных элементов в условии аварии. Вместе с тем, следует обратить внимание на то, что практические потребности применения этих

этих кодов к установкам корпусного типа отличаются от соответствующих потребностей решения задач применительно к установкам с водо-графитовыми реакторами канального типа. Для водо-графитовых реакторов исключительно важной является авария с разрывом труб давления, проходящих через кладку, и истечением высокопотенциального теплоносителя, переносящего радиоактивные вещества из контура реактора в кладку с последующим транспортом по нескольким разнообразным трактам, включая тракты, образованные в результате разрушения конструкций. В процессе таких разрушений существует возможность поступления истекающего потока в помещения и системы станции (вентиляционные, дренажные, канализационные). Своеобразие российских установок и характерных для них аварийных процессов определяет различие подходов к трудностям прямого переноса западного опыта анализа. Вместе с тем, соответственно опыту применения западных кодов для анализа процессов в контайн-менте, оправдана возможность применения таких кодов как RELAP5 для анализа процессов в установках и зданиях АЭС.

Наиболее широко распространенными в практике создания и применения интегральных компьютерных кодов являются парные коды (coupled codes)

где коды К| и К2 решают различающиеся физические проблемы №1 и №2.

Описываемые в данной работе интегральные компьютерные коды определяются как Kj =]Tn1-Ki,

где Kj — подынтегральный код для решения i-й проблемы, а П| — число повторений подынтегрального кода i-й проблемы.

Вторая глава посвящена описанию объектов, методов моделирования, структуры версии кода U_STACK, ориентированной на численный анализ процессов в пространстве кладки реактора и диагностической системе КЦТК реактора РБМК применительно к условиям малых течей. Приводятся результаты приложения кода для решения проблем диагностики течей и сопоставления систем КЦТК для реакторов второго и третьего поколений.

Для решения задач диагностики внутриреакторных течей требуется моделирование процессов:

- массо- переноса и теплообмена, сопровождающих истечение вскипающего водяного теплоносителя в систему гидравлически связанных зазоров между элементами конструкции реактора (графитовые блоки, графитовые втулки, трубы, кожух реактора), изначально заполненных циркулирующим инертным газом (азот или азотно-гелиевая смесь),

- процессы в диагностических системах, образованных трубками отбора среды из ячеек реактора, вентиляторами и датчиками, работающими в режиме периодического опроса (системы КЦТК для реакторов типа РБМК и КЦТС для реакторов типа ЭГП-6).

Моделирование процессов, происходящих в активной зоне реактора при истечении теплоносителя, имеет целью формирование параметров среды, по-

ступающей в каждую из трубок отбора проб. Этими параметрами являются па-ро- влаго- содержание пробы в точке отбора на входе в индивидуальную отводящую трубку, энтальпия и давление среды. Значения параметров в точке отбора определяются местом расположения течи и ее параметрами, начальным распределением температуры конструкций реактора, общей подачей газа в реактор и общим отбором среды из реактора и зависят от распределения параметров по всему трехмерному пространству кладки.

Для обеспечения согласованного решения указанных задач моделирования малых течей и их диагностики, был разработан интегральный код К4К = £(Код ЯЕЬАР), = «иБТАСК-КЦТК»

Код обеспечивает моделирование области, включающей активную зону, газовый контур реактора, дренажную систему. В общем случае рассматриваются две одновременно работающие системы контроля течи:

- КЦТК для реактора типа РБМК, КЦТС для реактора типа ЭГП-6,

- нижняя диагностическая система (ДНС) для реактора типа РБМК или дренажная система для реактора типа ЭГП-6.

Функционирование системы КЦТК осуществляется путем периодического опроса одной из 27-ми групп контроля, каждая из которых содержит 9x9=81 ячейку реактора («рабочая ячейка» КЦТК). Составными частями рабочей ячейки КЦТК, помимо активной зоны и верхней системы, являются также компоненты принадлежащей ей системы ДНС. Происходит включение форсированного расхода через отводящие трубки ячейки КЦТК соответственно окрестности, содержащей подозреваемый аварийный ТК. Аэродинамическая система зазоров кладки характеризуется значительной сложностью, требующей большого числа моделируемых гидравлических компонент, в связи с чем, приложение кода КБЬЛР5/шоё3.2 оказалось возможным только к группе 5x5=25 графитовых колонн реактора. Таким образом, для описания «рабочей ячейки» оказалось необходимым интегральное рассмотрение с использованием четырех одновременно работающих кодов КБЬЛР5/шоё3.2. Каждый из таких кодов, наряду с описанием части «рабочей ячейки» и связанных с ней гидравлических трактов и тепловых структур, включает также рассмотрение соответствующей части реактора и общего газового контура.

Рис. 1 Динамика относительных парциальных давлений пара на входе в датчик влажности аварийного ТК и ближайшего к нему канала СУЗ. Течь с расходом 0= 10 кг/час на уровне Z—+\Я м от центра активной зоны

Код и_8ТЛСК-К14ТК применялся для анализа эффективности системы КЦТК блока повышенной безопасности №5 Курской АЭС, отличающейся от системы эксплуатируемых реакторов, а также для сопоставления этих систем.

Полученные результаты анализа (рис. 1) свидетельствуют о том, что

- при одной и той же течи для блока №5 паросо-держание отбираемой пробы в ~2 раза ниже паросо-держания пробы эксплуатируемых энергоблоков РБМК. Характерный период показаний датчиков оказался одинаковым. Форсирование отбора пробы для блока Курск-5, произведенное на

60-й секунде, приводит к Рис. 2 Картина °цененных рлетодот п° фактам некоторому снижению вла- газовой системы для колонны мощностью 3 МВт.

госодержания, 1-14 - номера графитовых блоков.

в канале СУЗ, бли- Вектора расходов (•—*) построены с соблюдением

жайшем к аварийному, раз- масштабов, точкой указывается начало вектора.

личие уровней влажности в

сопоставляемых энергоблоках приводит к существенному превышению сигнала влажности в эксплуатируемых блоках, что объясняется наличием интенсивного нижнего отбора из системы ДНС пятого блока Курской АЭС.

В процессе анализа были установлены некоторые особенности течения в кладке, присущие блоку №5 Курской АЭС, которые обусловлены модификацией графитовых блоков:

- наличие четырех вертикальных отверстий 016мм, гидравлически связанных по всей высоте активной зоны, соединенных с газотрактом колонны, а также имеющих гидравлическую связь с зазорами между колоннами,

- восьмигранная форма сечения графитовых блоков.

Эти особенности кладки блока Курск-5 определили существенное уменьшение гидравлического сопротивления кладки в вертикальном направлении. В условиях нормальной циркуляции азотно-гелиевой смеси, необратимые потери давления оказались сопоставимыми с гравитационным напором, создаваемым соответствующим столбом газа, что приводит к развитой внутризонной естественной термоконвекции как в номинальных, так и в аварийных режимах. Поскольку плотность паров воды существенно превышает плотность гелия, потоки пара устремляются вниз (рис. 2).

Код и_8ТЛСК-КЦГК обеспечивает оценку эффективности дополнительной системы контроля течи ДНС, существенной для энергоблока №5 Курской АЭС. Эта система совмещена с системой дренажа из канала СУЗ. Динамика влагосодер-жания системы ДНС блока №5 Курской АЭС, представлена на рис. 3.

Расход прокачиваемого газа через нижний отбор системы ДНС канала СУЗ блока №5 Курской АЭС в нормальных эксплуатационных условиях должен быть равным 20% от общего расхода газовой смеси через реактор, что позволяет обеспечить интенсивный отвод влаги, поступающей в газотракт каналов СУЗ. В эксплуатируемых реакторах РБМК в эксплуатационных режимах расход через дренажную систему близок к нулю.

Высокая эффективность отвода пара и влаги системой ДНС обусловлена:

- проницаемостью кладки,

- преимущественным течением более плотного пара (в сравнении с азотно-гелиевой смесью) в нижнем направлении,

- организацией потоков прокачиваемой газовой смеси.

0 30 60 90

Время,с

Рис. 3 Динамика относительных парциальных давлений пара на уровне расположения датчика температуры системы ДНС Курск-5. Постулирована течь ТК с расходом 0=10 кг/час на уровне 2=+1.8 м от центра активной зоны.

Напротив, в верхнем тракте КЦТК канала СУЗ, рост паросодержания незначителен в сравнении с паросодержанием в верхнем тракте аналогичного канала эксплуатируемого реактора, что также является следствием интенсивного нижнего отбора среды в канале СУЗ Курск-5.

Третья глава содержит описание методик базовой версии кода U_STACK, предназначенного для анализа тепло-гидравлических процессов, протекающих в пространстве кладки, решения задач механики структур конструкций реактора в условиях аварий с разрывами труб давления с истечением большого расхода высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора. Приводятся результаты моделирования процессов при одиночном разрыве ТК, имевшем место на блоке №3 Л АЭС 24 марта 1992г.

Уравнения линейных перемещений графитовых блоков. Рассматриваются перемещения каждого из блоков в декартовой системе координат в направлениях осей X,Y,Z. Горизонтальные направления X и Y принимаются равноправными. Движение блоков в вертикальном направлении Z (перемещение вверх) принимается виртуальным, а именно, оценивается возможность такого движения. Учитывается влияние соответствующих перемещений на некоторые из геометрических параметров и силовое воздействие на верхнюю плиту реактора. Ввиду равноправия горизонтальных направлений, ограничимся рассмотрением уравнения движения в направлении оси X

где т - масса графитового блока; Ах - перемещение в направлении Х\ X- время; /"/мя компонента усилия, действующего в направлении А:

- равнодействующая сил давления среды, действующих на противоположных гранях блоков,

- результирующая сил контактного взаимодействия с соседними блоками (результат возможных взаимодействий с 12 блоками),

- результирующая сил трения, возникающих в результате взаимного перемещения блоков,

-реакция трубы, проходящей через центральное отверстие графитового блока.

Равнодействутотттяя ситт лявления пеяктопной спелы лля гпягЬитового блока (1,1,к) =£•(/>,-р„),

р1= _

Кии< -1)+С-1)+^ + "у+^Л*. + у)

где высота графитового блока, координата центра блока, - давле-

ние среды, для описания которого используется аппроксимация В-сплайном.

Результирующая сил контактного взаимодействия с соседними блоками

= ^"ошиаиап.

Результирующая сил, действующих в направлении оси X: РоаЛ . +

/г10 - сила, действующая слева внизу, ... (индексы X - левый, К - правый, Т-верхний, Б - нижний).

Результирующие сил трения для направления X определяются усилиями, возникающими на каждой из двух У-граней при контакте рассматриваемого блока с соседними. Кроме сил трения, действующих на боковых гранях, учитываются усилия, возникающие при смещении рассматриваемого блока относительно соседних графитовых блоков этой же колонны, расположенных ниже и выше по отношению к рассматриваемому блоку.

Реакция трубы - сумма усилий, действующих на блок в направлении X в результате контакта с трубой, находящейся в отверстии блока.

I

где N может принимать значение 1,2 или 3 в зависимости от прогиба трубы:

1 - контакт по образующей трубы по всей длине блока или касание трубы в одной точке,

2 - контакт в двух точках, расположенных в окрестностях верхнего и нижнего торцов блока,

3 - контакт в трех точках: на верхнем, нижнем и промежуточном уровне по высоте блока.

Вертикальное перемещение графитового блока - в направлении оси Z определяется уравнением

где перемещение; результирующая сил, действующих на

блок:

= т-Е + (Р*(г,с +Г(2'С " 2 ^

I ._ ___■

2 .

3 <

где 1 - гравитационная составляющая, 2 - равнодействующая сил давления, 3-равнодействующая сил контактных взаимодействий, 4 - равнодействующая сил трения.

Уравнения поворотов блоков. Рассматриваются повороты блока относительно осей X и У, проходящих через геометрический центр блока. Повороты вокруг оси Z не рассматриваются. Ввиду равноправия горизонтальных направлений Xи У, ограничимся описанием поворотов только вокруг оси X. Уравнение вращательного движения вокруг неподвижной оси

т - масса графитового блока; Л(р - угол поворота блока; Г - время; ¿х - момент инерции блока относительно оси X", г — расстояние от оси до центра элементарного объема блока с массой (¡т; М, - момент, создаваемый /-ой компонентой силы:

Мр - вращающий момент, создаваемый давлением среды в реакторном пространстве, действующим на противоположные YZ-грани блока, Мк — момент нормальных к граням рассматриваемого блока сил контактного взаимодействия с соседними блоками (результат взаимодействий с 12 блоками), МР - момент сил трения, действующих на гранях графитового блока (взаимодействие с 6-ю соседними блоками: 4 блока по боковым граням, 2 - по торцевым),

МТ~ уравновешивающий момент реакции трубы.

Момент сил давления среды в реакторном пространстве для блока (¡¿к)

где высота графитового блока,

Прогибы труб ТК. СУЗ, каналов охлаждения отражателя, колонн бокового отражателя. Повороты и перемещения графитовых блоков происходят в условиях силовых (контактных) взаимодействий с трубой ТК, проходящей через каждый графитовый блок. Этим взаимодействиям соответствуют контактные усилия в определяемых в процессе расчета координатах трубы по высоте, как это показано на рис. 5. В случае отсутствия контакта усилие равно нулю. Две точки виртуального контакта для каждого блока находятся в областях торцевых фасок внутреннего отверстия графитового блока. Промежуточная третья точка контакта определяется формой упругой линии оси трубы между этими двумя точками. Упругая линия оси трубы описывается двумя сплайнами: У,* (г). Для построения указанных сплайнов на каждом шаге по времени надлежит определять координаты оси трубы на уровне каждой

точки виртуального контакта. Пример определения координаты X для одной из точек виртуального контакта (рис. 4).

х = хг+(-^ -Ь1)-Ш(р±МК -((йг-Лй)-со5(о),

где ^.-координата центра графитового блока, А^.— высота фасок отверстия в блоке, <р - угол между осью блока и вертикалью, /т^-индекс контакта (0/1 при отсутствии/наличии контакта), Я./Яв — радиус трубы/отверстия в блоке. В опера-

I II 1 н

ции знак относится к правому положению виртуальной точки контакта, а знак - к левому, в случае если точка упругой линии трубы находится

вне определенного таким образом интервала х, - имеет место контакт.

Для оценки силовых реакций в точках контакта трубы и блока, для каждой точки контакта

<Ь

оцениваются производные Каждой из точек

действия виртуальных усилий последовательно задаются элементарные возмущения или

и оцениваются соответст-

вующие отклонения упругой

: представлено на схеме , верхняя часть'

принимается защемленной, а нижняя - шарнирно-подвижной.

Для построения упругой линии используется описываемый далее метод сопротивления материалов. Реакция (сила) и момент, действующие в верхней заделке

XI* м

р< т

I 1

Моменты, действующие во внутренних узлах сеточной области упругой линии

Искомое отклонение координаты для /-ого узла М(г) . Л. ^ М,

- (11 я

<&» Удг. V-

0 оад-У(г) ь

Дг,

Отладка кода производилась применительно к варианту, который реализовался при одиночном разрыве ТК на блоке №3 Ленинградской АЭС 24 марта 1992г. В результате было установлено:

Рис. 4 Схема для расчета упругой

Рис. 6 Параметры движения аварийного графитового блока.

- Смещение центра колонны, соседней с аварийной, на уровне отверстия разгерметизации является плавным и практически прекращается к моменту 0.75 сек (рис. 6). Последующие перемещения кладки оказываются незначительными.

- Максимальное значение скорости движения графитовых блоков не превышает 0 065м/с (рис. 6). При такой скорости количество движения графитового блока составляет 100 кг * 0 065 м/с=6 5 кг м/с.

- Максимальное ускорение графитового блока ~1м/с2 существенно меньше гравитационного ускорения (рис. 6).

В четвертой главе представлены результаты анализа постулированной «тяжелой» аварии с разрушением конструкций реактора ЭГП-6 Билибинской АЭС. Для обеспечения выполнения такого анализа автором был разработан объектно-ориентированный интегральный код «RE-LAP+MOVEMENT». В практике рассмотрения запро-ектных аварий для реакторов Би-либинской АЭС применительно к одной из аварий типа ATWS с несанкционированным извлечением одного из стержней РР используется понятие «реперной» аварии, характеризующейся множественными разрывами труб тепловыделяющих сборок в пределах активной зоны с достижением условий подъема верхней плиты реактора и разрыва кожуха.

С целью анализа развития процессов разрушения в условиях «реперной» аварии был разработан интегральный код RELAP5/mod3+MOVEMENTS. Код обеспечивает моделирование тепло-гидравлических процессов в контуре реактора, движения графитовых блоков кладки реактора, последовательных разрушений ТВС, кожуха реактора. Моделируется движение плиты верхней биологической защиты, стержней системы СУЗ и верхних перекрытий реактора под воздействием сил давления, создаваемых теплоносителем, истекающим в разрывы ТВС. Использованный интегральный код является парным кодом, включающим стандартный код RELAP и независимый код MOVEMENT, созданный автором для решения специфических задач разрушения реактора ЭГП-6. Определяющими для механизмов перемещения и разрушения конструкции реактора являются силы давления среды в объемах полостей этих конструкций. Значения давлений определялись пошаговыми процедурами кода RELAP. Значения геометрических параметров модифицируемых объемов и гидравлических связей между ними оценивались с помощью

кода MOVEMENT и передавались в раздел кода RELAP. С помощью кода MOVEMENT оценивалось также перемещение стержней СУЗ, обусловленное воздействием движения верхней плиты на упругие тросопроводы стержней, имеющие удаленные точки закрепления в помещении приводов СУЗ, примыкающем к реакторному залу (рис. 8). Перемещения стержней СУЗ учитывались при оценке мощности энерговыделения в реакторе с использованием модели точечной кинетики до момента существенной деградации активной зоны.

На рис. 7 представлены 3 вида состояния сечения конструкции РУ для различных моментов анализируемого аварийного процесса.

LU

О 5 10 15 20 Time, s

Рис. 8 Схема устройства подвески стержня СУЗ и динамика относительных перемещений стержней СУЗ и направляющих конструкций.

LU/RU - вертикальная координата направляющего ролика для левой/правой половины реактора, LR/RR - вертикальная координата верхнего торца стержня СУЗ для левой/правой половины реактора.

В пятой главе дано описание процессов в здании Билибинской АЭС и его системах для «тяжелой» реактивностной аварии, сопровождающейся разрушением реактора и перемещением верхнего перекрытия надреакторного пространства. Рассмотрен перенос радиоактивных атомов, молекул и витающих частиц, содержащих такие атомы и молекулы, по помещениям и системам здания. Для решения комплекса проблем в этом случае был использован созданный автором специализированный интегральный компьютерный код «Здание БилАЭС» (5*RELAP+AKTИBHOCTb).

Рассматривается авария типа ATWS с несанкционированным извлечением наиболее эффективного регулирующего стержня (РР) без срабатывания аварийной защиты с наложенным отказом автоматического регулятора мощности (АР).

Динамика мощности реактора характеризуется сравнительно быстрым возрастанием до уровня с соответствующим повышением температуры топлива, приво- рис. 9 Динамика давлений

дящим к прекращению подъема мощности. К этому моменту развивается массовое разрушение ТВС с истечением теплоносителя и выносом части разрушенного топлива за пределы активной зоны. После полной потери теплоносителя возобновившееся возрастание температуры топлива приводит к прекращению цепной реакции деления.

Аварийное истечение теплоносителя в кладку приводит к нарастанию давления в ней с одновременным понижением температуры среды, заполняющей свободное пространство реакторного объема (рис. 9). Поскольку все четыре реактора Билибинской АЭС гидравлически объединены системой «канализации грязных вод», в кладках остальных трех реакторов происходит повышение давления до уровня, близкого к давлению в кладке аварийного реактора, достигающего на 18 сек. уровня разрушения кожуха (Р=0.25 МПа). После разрушения кожуха среда из реактора поступает в монтажное пространство. Повышение давления в кладке аварийного реактора продолжается и после разрушения кожуха, поскольку в момент разрушения кожуха еще не завершился процесс разрушения ТВС и продолжается нарастание истечения в кладку реактора. В результате повышения давления в кладке аварийного реактора достигаются условия разрушения кожуха соседнего реактора. Возможность такого разрушения при численном моделировании не принималась во внимание во избежание усложнения расчета. На этом этапе процесса выполняются условия подъема верх-

ней плиты, однако, соответствующая кинематическая проблема не являлась целью анализа. Учет подъема плиты производился путем задания переменного гидравлического сопротивления между монтажным и надреакторным пространствами, определяемого подъемом плиты. Динамика перемещений плиты была установлена ранее (рис. 8).

По мере подъема плит верхних поворотных перекрытий возрастает поступление среды в надреакторное пространство и реакторный зал, окна которого разрушаются на 21 секунде под действием перепада давления (зал - внешнее атмосферное пространство, условие разрушения ДР=0.025 МПа). К этому времени реакторный зал оказывается неравномерно заполненным паровоздушной средой. Поскольку исходная температура воздуха в реакторном зале, а тем более в наружной атмосфере, существенно ниже температуры поступающей среды, происходит конденсация пара, приводящая к сложному характеру массо-обмена (реакторный зал атмосфера) и циркуляции в реакторном зале, характеризующегося поступлением значительного количества воздуха в удаленную часть реакторного зала.

На интервале 21-24 сек. наблюдается поступление воздуха с большим расходом через разрушенные окна в удаленную от аварийного реактора часть зала.

Количество теплоносителя, поступившего в кладку, составило 17242 кг, через окна из здания удалено 16895 кг. При рассмотрении баланса следует при-

нимать во внимание, что значительная часть теплоносителя, остающегося в жидкофазном состоянии, вытекает из реактора и реакторного пространства через дренажную систему реактора и канализацию.

Радиационная обстановка в помещениях здания, где могли бы находится люди, определяется, прежде всего, близостью этих помещений к реакторному залу и гидравлическими связями этих помещений с залом. Реакторный зал оказывается основным источником, из которого радиоактивные вещества распространяются по помещениям станции. В течение рассмотренного периода аварии имеет место последовательное нарастание концентрации радиоактивных веществ до момента стабилизации, обусловленного прекращением истечения теплоносителя из контура реактора (рис. 10). В самом реакторном зале распределение активности оказывается существенно неравномерным, что обусловлено воздухообменом через разрушенные оконные проемы, работой вентиляционных систем и связью реакторного зала с лестничным отсеком. Вне реакторного зала наибольший уровень активности наблюдается на лестничной площадке, на которую выходит лабиринт из реакторного зала. (рис. 11). Высота лестничного отсека соответствует высоте здания. Этот отсек связан со всеми этажными уровнями, где располагается персонал. Перемещение людей в этом отсеке неизбежно, гидравлические связи лестничного отсека с этажами реализуются обыкновенными дверьми, не имеющими особой герметизации. Тем не менее, не ожидается существенного возрастания концентрации в этих помещениях здания ввиду быстрого убывания активности в лестничном отсеке, что обусловлено интенсивной вентиляцией.

Основные выводы по результатам работы:

1. Реализована концепция интегральных кодов, обеспечивающая анализ одновременно протекающих процессов тепло-гидравлики и механики структур применительно к аварийным условиям, определяемым истечением теплоносителя в кладку канальных водографитовых реакторов типа РБМК и ЭГП-6.

2. Разработаны инструментальные средства для детального моделирования систем КЦТК реакторов РБМК 1,2,3 поколения, позволяющие повысить качество диагностики в процессе ее выполнения, а также обеспечивающие возможность анализа эксплуатируемых систем с целью их совершенствования.

3. Разработаны инструментальные средства анализа аварийных процессов, протекающих в кладке реакторов РБМК при разрывах труб технологических каналов, основным из которых является код и_8ТЛСК. Одна из главных задач кода является обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб, что представляет основную задачу обоснования безопасности РБМК

4. Универсальный интегральный код и8ТЛСК обеспечивает решение ряда задач, связанных с истечением теплоносителя в кладку. Одна из основных задач кода - обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб существенна, прежде всего, для обоснования безопасности реактора РБМК. Код и_8ТЛСК применим к решению аналогичных задач для реакторов ЭГП-6, АДЭ, а также для стенда ТКР. В основе кода положены алгоритмы расчетов неравновесных процессов течения и теплообмена в контурах реакторных систем и в системе зазоров графитовых кладок с геометрией, изменяющейся под воздействием аварийного деформирования труб, их разрыва и истечения теплоносителя в кладку реактора. Изменение геометрии моделируется численно процедурами оригинального раздела МЕХАНИКА. Управление потоками данных обеспечивается развитой графической оболочкой кода.

5. Ориентированный на исследования специфической проблемы динамики процессов разрушения реактора ЭГП-6 и примыкающих строительных конструкций интегральный код КЕЬЛР+МОУЕМЕКТО обеспечил оценку протекания наиболее «тяжелой» реактивностной аварии до момента достижения конечного стационарного состояния. Полученные результаты обеспечивают методическую поддержку при разработке мероприятий по управлению аварией и ликвидации ее последствий.

6. Идеология интегральных кодов реализована также кодом ЯЕЬЛР+ЛКТИВНОСТЬ, который обеспечивает отображение тепло-гидравлических процессов, процессов механики структур и переноса активности в здании Билибинской АЭС и его основных технологических системах, включая оценку переноса радиоактивности. Полученные результаты обеспечивают оценку радиационных условий для основных обслуживаемых помещений станции для всего периода активного развития аварии.

Список опубликованных работ по теме диссертации.

1. Крючков Д.В., Парафило Л.М., Абрамьян Р.И., Интегральный код RE-LAP5/mod3.2+MOVEMENTS для анализа разрушения канального водо-графитового реактора / Сб. «Труды ФЭИ-1998». - г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998.

2. Парафило Л.М.,ДКрючков Д.В., Абрамьян Р.Н., Использование интегрального кода RELAP5/MOD3.2+MOVEMENT для анализа процессов разрушения канального водографитового реактора ЭГП-6 под воздействием множественных разрывов ТВС // Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. - г. Обнинск: - ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998 - 240/98

3. Исследование механики и тепло-гидравлических процессов графитовой кладки РБМК / Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов // Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР. - г. Обнинск: - ГНЦ РФ-ФЭИ, 2000 - S.15

4. Развитие программных средств для комплексного анализа механики структур, теплогидравлических и термохимических процессов в кладке водографитовых реакторов / Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, БА. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов: Препринт № ЕТ-00/52.2000 -М.: ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, 2000.

5. Комплексный анализ механических и теплогидравлических процессов в графитовой кладке канальных реакторов при аварийном разрыве топливного канала / Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов, О.И. Мелихов // Icone-10. Thermal-Hydraulic Related Analyses. - Arlington, Virginia, USA: - ASME, 2002 - 22338

6. Комплексный анализ механических и теплогидравлических процессов в графитовой кладке канальных реакторов при аварийном разрыве топливного канала / Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов // Атомная энергия. - 2003 - Вып. 468476.- №94(2)-С.82-90

7. Процессы в реакторном пространстве и системе локализации аварии при разрывах топливных каналов и трубопроводов циркуляционного контура РБМК / Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов. // Канальные реакторы: проблемы и решения. - М.: - ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, 2004

8. Теплогидравлические процессы и механика структур кладки РБМК в условиях истечения теплоносителя Д.В. Крючков, Л.М. Парафило, С.Л. Соловьев, Б.А. Габараев, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов. // Канальные реакторы: проблемы и решения. - М.: - ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, 2004

9. Крючков Д.В., Парафило Л.М., Интегральный код DYN3D+RELAP5/mod3.2 Стандартная проблема AER-5 для парного кода. «Термогидравлическая система/гексагональная 3D нейтронно-кинетическая модель активной зоны»: Препринт № 3004. - г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

10. Крючков Д.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова, Моделирование физических процессов в реакторных системах и здании БилибинскойАЭС при «тяжелой» аварии: Препринт № 3003. - г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

954

\ i*

09 Шщ' :1 у

ВВЕДЕНИЕ.

1 СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ ПРОБЛЕМ И ЦЕЛЕСООБРАЗНОСТЬ РАЗВИТИЯ МЕТОДОВ ИХ РЕШЕНИЯ.

1.1 Интегральные коды - инструмент современных методов анализа

1.2 Проблемы, связанные с разгерметизацией труб ТК и истечением теплоносителя в кладку реактора.

1.3 Проблема разрушения реактора («тяжелая» авария).

1.4 Процессы в здании АЭС при «тяжелой» аварии с разрушением реактора.

1.5 Концепция интегральных кодов.

2 КОД UJSTACK КЦТК ДЛЯ АНАЛИЗА ПРОЦЕССОВ В КЛАДКЕ РЕАКТОРА ТИПА РБМК В СЛУЧАЕ МАЛЫХ ТЕЧЕЙ.

2.1 Методология расчётного анализа.

2.1.1 Расчётная модель газового тракта реактора, включающая в себя контур

КЦТК.

2.1.2Принципы моделирования.

2.1.3Блочная схема модели.

2.1.4Центральныйрасчетный блок модели КЦТК - аварийная колонна.

2.1.5Расчетная ячейка - 81 колонна.

2.1 .бОстальная часть кладки (вся кладка, кроме ячейки КЦТК-81 колонна).

2.1.7Реализация граничных условий в процессе исполнения интегрального кода.

2.2 Структура кода и внутренняя организация его работы.

2.2.1 Функциональная диаграмма кода.

2.2.20сновной исполняемый раздел.

2.3 Эксплуатация кода.

2.3.1 Формирование объекта и постановка задачи средствами графической оболочки.

2.3.2Этап основного расчета.

2.3.3Выходные информационные потоки.

2.4 Результаты демонстрационных расчетов.

2.4.1 Стационарное состояние.

2.4.2 Малая течь (в стабилизированном режиме G=0.002 кг/с).

2.4.3Средняя течь (в стабилизированном режиме G=0.2 кг/с).

2.4.4Сравнительный анализ систем КЦТК Курск-5 и ЛАЭС.

2.5 ВЫВОДЫ.

3 КОД USTACK ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛО-ГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ И РЕШЕНИЕ ЗАДАЧ МЕХАНИКИ СТРУКТУР В КЛАДКЕ РЕАКТОРА ПРИ РАЗРЫВЕ ТРУБ ДАВЛЕНИЯ.

3.1 ФИЗИКО-МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ.

3.1.1 Формализация сценария аварии.

3.1.2 Механика.

3.1.3 Тепло-гидравлика.

3.2 ОПИСАНИЕ КОДА.

3.2.1 Внутренний интерфейс.

3.2.2Графический интерфейс.

3.2.3Внешний интерфейс.

3.3 РЕЗУЛЬТАТЫ ОТЛАДОЧНЫХ РАСЧЕТОВ.

3.3.1 Авария на 3-м блоке ЛАЭС 24 марта 1992.

3.3.2Эксперименты на стендах ТКР (ЭНИЦ).

3.4 ВЫВОДЫ.

4 РЕАКТОР ЭГП-6 БИЛИБИНСКОЙ АЭС. АНАЛИЗ «ТЯЖЕЛОЙ» АВАРИИ С РАЗРУШЕНИЕМ КОНСТРУКЦИЙ РЕАКТОРА.

4.1 Описание технической проблемы.

4.2 Средства моделирования.

4.3 Результаты моделирования "реперной" аварии.

4.4 Оценка послеаварийной ситуации.

4.5 Оценка возможностей уменьшения тяжести аварии.

4.6 Выводы.

5 ПРОЦЕССЫ В ЗДАНИИ АЭС И ЕГО СИСТЕМАХ ПРИ АВАРИЯХ ТИПА LOCA. ПЕРЕНОС АКТИВНОСТИ В СИСТЕМЕ ПОМЕЩЕНИЙ ЗДАНИЯ.

5.1 Постановка проблемы эксплуатирующей организацией.

5.2 Здание АЭС и его системы.

5.3 Аварийные процессы, порождающие распространение радиоактивного вещества.

5.4 Инструменты численного моделирования.

5.4.1 Две основные проблемы моделирования.

5.4.2Код n-RELAP.

5.4.3Особенности процессов распространения радиоактивности в здании и анализа этих процессов.

5.4.4Одиночный импульсный ввод радиоактивного вещества возмущения.

5.4.5Метод и код балансной оценки распространения радиоактивных веществ в здании АЭС и в его системах.

5.5 Результаты численного моделирования.

5.5.1 Сценарий аварии.

5.5.2Анализ результатов.

5.6 Выводы.

6 ВЫВОДЫ ПО РЕЗУЛЬТАТАМ РАБОТЫ.

Данная работа посвящена решению проблем обоснования безопасности реакторных установок АЭС, преимущественно РУ РБМК и РУ ЭГП-6, т.е. АЭС с реакторами канального водографитового типа. Для реакторов этого типа, в сравнении с реакторными установками корпусного бакового типа (ВВЭР-440, ВВЭР-1000, БН-600), характерны: повышенная гетерогенность конструкции активной зоны, заключающаяся в наличии большого числа типов разнообразных элементов, выполненных из разнородных конструкционных материалов и большого количества этих элементов;

- наличие значительного числа гидравлических систем, часть трактов которых проходит непосредственно через активную зону. Указанные элементы конструкции и системы при нормальной эксплуатации, переходных режимах и при развитии аварийной ситуации находятся в сложном взаимодействии, характеризующемся взаимосвязанными нейтронно-физическими, тепло-гидравлическими, механико-структурными и термохимическими процессами. Адекватная оценка ядерной, технической, радиационной безопасности таких объектов может быть обоснована только при использовании совместного решения перечисленных взаимосвязанных задач.

Существующая практика расчетного моделирования обеспечила создание высокоэффективных кодов высокой или приемлемой точности, обеспечивающих решение отдельных проблем обоснования безопасности. На современном этапе развития и применения расчетных методов на первый план выдвигаются задачи создания интегральных компьютерных кодов на основе существующих с разработкой необходимых дополнительных компьютерных кодов, обеспечивающих комплексное решение. Технология верифицировалась на коде DYN3D+RELAP5MOD3.2 [39].

Актуальность работы обусловлена возрастающими требованиями к качественной адекватности и численной точности расчетного моделирования переходных и аварийных процессов для реально-сложных моделей объектов ядерной энергетики, включающих ядерные реакторы с набором технических систем безопасности и систем, важных для безопасности.

Цель работы

• разработка физико-математических моделей процессов, происходящих в активной зоне канального водографитового реактора типа РБМК и ЭГП-6 в условиях аварий с истечением высокопотенциального теплоносителя первого контура в кладку реактора,

• создание инструмента расчетного моделирования (интегрального компьютерного кода USTACK), обеспечивающего совместное решение задач тепло-гидравлики и механики структур применительно к процессам в кладке реактора и в реакторных системах, связанных с реакторным пространством.

Для достижения указанных целей были поставлены и решены следующие основные задачи:

1. разработка тепло-гидравлических моделей тракта ТК от раздаточного группового коллектора до барабан-сепаратора, включая связь с реакторным пространством в случае разгерметизации трубы ТК, течения и теплообмена в пространстве зазоров кладки реактора, течения и теплообмена в системах CJIA, СЗРП, КЦТК, в дренажных системах РУ;

2. разработка моделей механики структур: деформирование и разрушение трубы и блоков аварийной колонны, поступательные, вращательные движения графитовых блоков, прогиб труб ТК, СУЗ, KOXJI;

3. разработка алгоритмов и процедур численного совместного решения задач движения блоков и прогибов труб в пределах всей кладки реактора;

4. разработка универсального интегрального компьютерного кода USTACK для решения задач динамики параметров процессов тепло-гидравлики и механики структур при авариях с истечением высокопотенциального теплоносителя в кладку реактора;

5. разработка графической оболочки кода USTACK, обеспечивающей

- формирование баз данных описания объектов исследования,

- управление сценарием аварии и потоками данных;

6. выполнение расчетных исследований аварийных процессов с последующим анализом результатов, проверка удовлетворения критериям приемлемости с целью выработки рекомендаций, касающихся модификаций конструкций, параметров эксплуатационных уставок, аварийных и послеаварийных мероприятий.

Объектами исследования являются ЯЭУ преимущественно канального водографитового типа (ЭГП-6, РБМК-1000 первого и второго поколения, реактор РБМК-1000 блока №5 повышенной безопасности Курской АЭС), стенды ТКР (ЭНИЦ ВНИИАЭС), здания и системы Билибинской АЭС.

Предмет исследования - тепло-гидравлические процессы, процессы механики структур, перенос активности в условиях проектных и запроектных аварий.

Информационная база исследования включает проектную документацию и данные по эксплуатации российских АС.

Методологической и теоретической основой исследования являются: 1. теория неравновесных тепло-гидравлических процессов течения и теплообмена многофазных, многокомпонентных сред (газо- парожидкостной поток, переносящий взвешенные твердые частицы) в областях с деформируемой геометрией проточных частей; 2. теоретическая механика - динамика систем твердых тел.

Научная новизна диссертационной работы:

• создана интегральная модель кладки канального реактора в целом, обеспечивающая численное моделирование процессов течения паро-газо-жидкостной смеси в изначально заполненном инертным газом пространстве зазоров кладки с геометрией, изменяющейся соответственно параметрам смеси;

• установлены качественные особенности и характерные масштабы параметров аварийных процессов в кладке РБМК в случае одиночного разрыва трубы ТК.

Практическая ценность

1. Выполнена оценка параметров нагружения труб, определяющих возможность индуцированных вторичных повреждений труб, соседних с аварийным ТК. Не выявлено таких сценариев аварии, при которых наиболее напряженное состояние труб характеризовалось бы недостаточным запасом до механического разрушения.

2. В результате создания компьютерного кода USTACK осуществлена возможность широкомасштабных расчетных исследований аварий с истечением теплоносителя в кладку.

3. Обеспечена возможность анализа малых течей, включая оценку координат аварийного ТК и совершенствования диагностических систем КЦТК.

4. Установлен масштаб предельных разрушений для реактора типа ЭГП-6 в случае «тяжелой» аварии с наиболее неблагоприятными последствиями.

5. Оценен масштаб динамических параметров радиационной обстановки в здании Билибинской АЭС в условиях «тяжелой» аварии.

Работа проводилась в сотрудничестве с Генеральным конструктором РУ РБМК (НИКИЭТ), Главным конструктором РУ ЭГП-6 (ОКБ «Ижорские заводы»), непосредственно с руководством АЭС (Курская, Билибинская). Выполнялись работы в соответствии с хозяйственными договорами, целями которых были разработка и усовершенствование компьютерного кода USTACK, его применение для решения практических задач:

- договор №8422/8202 между ГНЦ РФ ФЭИ и ОЦРК по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Создание тепло-гидравлического компьютерного кода USTACK для расчета процессов механики и тепло-гидравлики кладки водографитовых реакторов»;

- договор №8172/8214 между ГНЦ РФФЭИ и НИКИЭТ «Модернизация компьютерного кода для анализа процессов тепло-гидравлики и механики перемещений кладки РБМК при разрывах ТК»;

- договор №8249/8646 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ по программе работ Отраслевого Центра расчетных кодов МАЭ для анализа тяжелых аварий реакторов РБМК «Код USTACK для решения проблем механики структур и тепло-гиравлики графитовой кладки типа РБМК»;

- «Расчётный анализ возможности развития множественного разрыва ТК в активной зоне реактора КуАЭС-5 при реализации аварийных сценариев с разрывом топливного канала с помощью комплексного кода USTACK»;

- договор № 869-03/2307 между ГНЦ РФ ФЭИ и НИКИЭТ «Доработка комплексного кода USTACK и анализ результатов верификационных расчётов для подготовки отчёта о верификации и обосновании программного средства»;

- TACIS PROJECT R2.03/97 «Software Development for Accident Analysis for VVER and RBMK Reactors». Part B: Development of a code system for severe accident analysis in RBMK reactors. 2.6 Thermal mechanical modeling of damages inflicted to pressure tubes and to graphite bricks, (committed code: USTACK);

- договор №99/41/332 между ГНЦ РФ ФЭИ и Билибинской АЭС «Расчет радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях главного корпуса БилАЭС».

Личный вклад автора

- разработка методов расчета течения кладки реактора и решения задач механики структур для оценки перемещений, силовой обстановки кладки графитовых реакторов в условиях аварии с разрывами труб ТК;

- разработка методов, алгоритмов и SOFT-разделов интегральных кодов «UJSTACK» «МЕХАНИКА», «АКТИВНОСТЬ»;

- разработка графической оболочки универсального кода USTACK; численное моделирование и анализ состояний и аварийных процессов реакторов РБМК, ЭГП-6.

На защиту выносится

• системная постановка проблем анализа аварийных процессов, связанных с разрывами труб первого контура с истечением теплоносителя в кладку водографитового реактора, включающая:

- определение достаточного набора систем и конструкций реактора и учитываемых связей между этими объектами;

- набор физических явлений и параметров, существенных для анализируемых процессов и целей анализа;

- сценарные требования, обеспечивающие необходимый уровень однозначности постановки задач.

• использованные физико-математические модели описания процессов и связей между объектами:

-динамика зависимых поступательных движений с индивидуальным вращением множества графитовых блоков кладки, взаимодействующих между собой и с трубами реактора при определяющем воздействии переменного давления среды в зазорах между блоками;

- расчет прогиба колонны графитовых блоков с центральной металлической трубой, дистанционируемой с помощью концевых графитовых трубок с условием соблюдения гарантированного зазора, обеспечивающего относительно свободное поперечное смещение каждого графитового блока в направлении, перпендикулярном оси трубы; -применение тепло-гидравлических методов кода RELAP5/mod3.2 для описания нестационарных неравновесных течений газо- паро- водяных потоков в гидравлически связанной системе плоских и кольцевых зазоров в графитовой кладке реактора и в системе помещений здания АЭС;

- модель переноса распадающихся радиоактивных веществ от источника до конечных накопителей (тупиковые емкости, атмосфера) через системы (газовая, дренажная и вентиляционная) и помещения здания.

• универсальный интегральный компьютерный код USTACK с развитой графической оболочкой в качестве инструмента анализа, реализующий постановку проблемы и физико-математические методы описания, указанные в предыдущих пунктах,

• результаты исследований:

- выявление основных закономерностей динамики механических и тепло-гидравлических параметров процессов в кладке для диапазона от малых течей до возможных предельно больших;

- оценка масштабов разрушения реакторной установки ЭГП-6 и строительных конструкций Билибинской АЭС для случая реактивностной аварии с предполагаемыми наиболее тяжелыми последствиями; -оценка динамики массо-переноса, включая перенос радиоактивных веществ по помещениям здания и системам Билибинской АЭС в случае тяжелой аварии с разрушением конструкций удерживающих барьеров реактора;

- оценка эффективности системы КЦТК пятого блока Курской АЭС в сравнении с системами КЦТК РБМК 1-го и 2-го поколений.

Апробация работы Результаты работы были представлены на международных конференциях:

- Третий международный информационный форум. Analytical Methods and Computational Tools for NPP Safety Assessment. - Обнинск 1998 - 240/98,

- Пятый международный информационный форум. Анализ безопасности реакторов РБМК и ВВЭР - Обнинск 2003 - S.15,

- Международная научно-техническая конференция «Канальные реакторы: проблемы и решения» ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля, Москва 200423,24.

Опубликованы: статья в журнале Атомная Энергия, публикация в «сборнике трудов ФЭИ-1998г.», препринт НИКИЭТ, 2 препринта ФЭИ, 6 отчетов НИКИЭТ, 13 отчетов ФЭИ.

Публикации по работе По результатам выполненных по теме диссертации работ автором опубликованы 3 препринта, 2 статьи, 19 научно-технических отчетов. Основные результаты диссертации опубликованы в работах: [32]-[41].

Общая характеристика работы Диссертационная работа посвящена описанию комплексного исследования автора, включающего постановку и решение специфических задач обоснования безопасности канальных водографитовых реакторов типа РБМК, ЭГП-6. В частности автором выполнены: конкретизация совокупности физических явлений, существенных с точки зрения целей исследования, рациональное физико-математическое описание процессов, обеспечивающее их адекватное отображение при численном моделировании и реализация в форме интегральных компьютерных кодов, решающих взаимосвязанные задачи тепло-гидравлики, механики структур, переноса активности, а также результаты моделирования с использованием указанных кодов.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 60 наименований. Основной материал диссертации составляет 142 страницы текста, куда входит 84 рисунка, 5 таблиц.

6 Выводы по результатам работы.

1. Реализована концепция интегральных кодов, обеспечивающая анализ одновременно протекающих процессов тепло-гидравлики и механики структур применительно к аварийным условиям, определяемым истечением теплоносителя в кладку канальных водографитовых реакторов типа РБМК и ЭГП-6.

2. Разработаны инструментальные средства для детального моделирования систем КЦТК реакторов РБМК 1,2,3 поколения, позволяющие повысить качество диагностики в процессе ее выполнения, а также обеспечивающие возможность анализа эксплуатируемых систем с целью их совершенствования.

3. Разработаны инструментальные средства анализа аварийных процессов, протекающих в кладке реакторов РБМК при разрывах труб технологических каналов, основным из которых является код USTACK. Одна из главных задач кода является обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб, что представляет основную задачу обоснования безопасности РБМК.

4. Универсальный интегральный код USTACK обеспечивает решение ряда задач, связанных с истечением теплоносителя в кладку. Одна из основных задач кода - обеспечение оценки возможности индуцированных разрушений соседних труб существенна, прежде всего, для обоснования безопасности реактора РБМК. Код USTACK применим к решению аналогичных задач для реакторов ЭГП-6, АДЭ, а также для стенда ТКР. В основе кода положены алгоритмы расчетов неравновесных процессов течения и теплообмена в контурах реакторных систем и в системе зазоров графитовых кладок с геометрией, изменяющейся под воздействием аварийного деформирования труб, их разрыва и истечения теплоносителя в кладку реактора. Изменение геометрии моделируется численно процедурами оригинального раздела МЕХАНИКА. Управление потоками данных обеспечивается развитой графической оболочкой кода.

5. Ориентированный на исследования специфической проблемы динамики процессов разрушения реактора ЭГП-6 и примыкающих строительных конструкций интегральный код RELAP+MOVEMENTS обеспечил оценку протекания наиболее «тяжелой» реактивностной аварии до момента достижения конечного стационарного состояния. Полученные результаты обеспечивают методическую поддержку при разработке мероприятий по управлению аварией и ликвидации ее последствий.

6. Идеология интегральных кодов реализована также кодом RELAP+АКТИВНОСТЬ, который обеспечивает отображение тепло-гидравлических процессов, процессов механики структур и переноса активности в здании Билибинской АЭС и его основных технологических системах, включая оценку переноса радиоактивности. Полученные результаты обеспечивают оценку радиационных условий для основных обслуживаемых помещений станции для всего периода активного развития аварии.

1. U. Grundmann, D. Lucas, U. Rohde, "Coupling of the Thermohydraulic Code ATHLET with the 3-dimensional Core Model DYN3D", International Topical Meeting on VVER Safety September 21-23 1995, Prague, Czech Republic.

2. S. Kliem, "Definition of the Fifth Dynamic AER Benchmark A Benchmark for Coupled Thermohydraulic System/Three Dimensional Hexagonal Neutron Kinetics Core Models", 7-th AER Symposium September 23-26 Germany, 1997, pp. 429-438.

3. Состояние ячеек активных зон реакторов ЧАЭС-1 и ЛАЭС-3 до и после инцидентов с единичным разрывом ТК// Вероятностный и детерминистский анализ безопасности 2-го энергоблока ЛАЭС/ Задача 6/ Подэтап 2.2.-НИКИЭТ, 1997.

4. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор.- М.: Атомиздат, 1980.- 208 с.

5. Ф.П. Боуден, Д.Тейбор. Трение и смазка твердых тел.- М.: Машиностроение, 1968.- 544 с.

6. Займовский А.С., Никулина А.В., Решетников Н.Г. Циркониевые сплавы в ядерной энергетике.- 2-е изд., перераб. и доп.- М.: Энергоатомиздат, 1994.-256 с.

7. Ривкин Е.Ю., Родченков Б.С., Филатов В.М. Прочность сплавов циркония.- М.: Атомиздат, 1974.- 168 с.

8. Исследование механических свойств сплава Zr-2,5%Nb при температурах 20-1200 °С// Отчет 23.42370т, инв.№ 230-315-2930. НИКИЭТ,- 1988.

9. Ползучесть технологических каналов реакторов РБМК из сплава Zr-2,5Nb/ П.А.Платонов, А.Н.Иванов, И.А.Фролов и др.// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы,- 1990.-Выпуск 2(36).- С.22-33.

10. Радиационное формоизменение оболочечных и канальных труб из сплавов циркония при высоких флюенсах нейтронов/ Г.П.Кобылянский, В.К.Шамардин, З.Е.Островский и др.// Радиационное материаловедение:

11. Труды международной конференции по радиационному материаловедению, г.Алушта, 22-25 мая 1990 г.- Харьков, 1990.- Т.4.-С.64-72.

12. Кобылянский Г.П., Шамардин В.К., Григорьев В.М. Особенности радиационного роста циркония и сплава Н-2,5 при высоких флюенсах нейтронов.- М.: ЦНИИатоминформ, 1989.- 34 с. (Препринт НИИАР-9(772)).

13. Прочность труб технологических каналов/ Б.С.Родченков, Е.Ю.Ривкин, А.М.Васнин и др.// Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы.- 1990.- Выпуск 2(36).- С.14-21.

14. Экспериментальные исследования процессов генерации водорода при взаимодействии циркониевых и стальных оболочек твэлов с паро-азотной средой в условиях, имитирующих тяжелые аварии : отчет о НИР (промежуточный) / ФЭИ, инвентарный №8634 1993 43 стр.

15. Уикс К.Е. Блок Ф.Е. Термодинамические свойства 65 элементов их окислов, галогенидов, карбидов и нитридов, Металлургия, 1965 г.

16. Программа КАТРАН 1. Описание применения 74.051 ОТ 01-ЛУ.-НИКИЭТ, 1998.- 33 с.

17. Малинин Н.Н. Прикладная теория пластичности и ползучести.- М.: Машиностроение, 1975.- 399 с.

18. Новосельский О.Ю., Филинов В.Н., Крючков И.И. Исследование поведения технологических каналов РБМК в условиях аварийного разогрева//Атомная энергия.- 1995.- Т.78, вып.З.- С. 155-160.

19. Shewfelt R.S.W., Lyall L.W., Godin D.P. A high temperature creep model for Zr+2.5wt%Nb pressure tubes// Jornal of Nuclear Materials.- 1984.- V.125.-P.228-235

20. Новосельский О.Ю., Филинов B.H. Критерии разрушения труб топливных каналов РБМК при аварийном нагреве//Атомная энергия.-1997.- Т.82, вып.4.- С.277-282

21. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из графита уран-графитовых реакторов// Отчет НГР-01-90. Инв.№ Е 230-2536.- НИКИЭТ, ИАЭ им. И.В.Курчатова, НИИГРАФИТ, ЧПИ, 1990.- 255 с.

22. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок (ПНАЭ Г-7-002-86).- М.: Энергоатомиздат, 1989.- 525 с.

23. Александров А.В., Потапов В.Д. Основы теории упругости и пластичности. М.: Высш. шк., 1990.- 400 с.

24. Исследования поведения канальных труб РБМК и переходников сталь-цирконий в условиях аварии с потерей теплоносителя// Отчет 26.1860т, инв.№ 270-370-3913. НИКИЭТ.- 1992

25. RELAP5/MOD3.2 CODE MANUAL. Volume I/ NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995

26. RELAP5/MOD3.2 CODE MANUAL. Volume I-VII/ NUREG/CR-5535. INEL-95/0174. June 1995

27. ENDF-B/VI Summary Document. Compiled and edited by P.F.Rose, ENDF-201 (National Nuclear Data Center, Brookhaven National Laboratory, Upton, NY, 1991

28. Парафило JI.M.,Крючков Д.В., Абрамьян Р.И., Использование интегрального кода RELAP5/MOD3.2+МО VEMENT для анализа процессов разрушения канального водографитового реактора ЭГП-6 под воздействием множественных разрывов ТВС // Analytical Methods and

29. Computational Tools for NPP Safety Assessment. — г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998 -240/98

30. Крючков Д.В., Парафило JI.M., Интегральный код DYN3D+RELAP5/mod3.2 Стандартная проблема AER-5 для парного кода. «Термогидравлическая система/гексагональная 3D нейтроннокинетическая модель активной зоны»: Препринт № 3004. г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

31. Крючков Д.В., Абрамьян Р.И., Козьменкова, Моделирование физических процессов в реакторных системах и здании БилибинскойАЭС при «тяжелой» аварии: Препринт № 3003. г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2004

32. Крючков Д.В., Парафило JI.M., Абрамьян Р.И., Интегральный код RELAP5/mod3.2+MOVEMENTS для анализа разрушения канального водо-графитового реактора / Сб. «Труды ФЭИ-1998». г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1998.

33. Расчетный анализ влияния «мокрой» аварии в активной зоне одного реактора на активную зону смежного реактора: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9757. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова, В.В. Долгов

34. Разработка рекомендаций по уменьшению последствий реперной аварии реактора ЭГП-6: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9799. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

35. Код ТАПВГР. Методы, процедуры, константы: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9891. - г. Обнинск, 1998 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

36. Анализ эксплуатационного и аварийного тепловых режимов БВ-3 при доуплотнении размещения ОТВС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9928. - г. Обнинск, 1999 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

37. Код ТАПВГР. Методы. Верификация: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 9987. - г. Обнинск, 1999 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

38. Развитие и верификация программ физического расчета ВВЭР с плутониевым топливом, включая динамические расчеты с учетомпервого контура: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; JI.M. Парафило. Инв. № 10145. - г. Обнинск, 2000 - Д.В. Крючков, Ю.В. Матвеев

39. Методы и процедуры кода USTACK для расчета процессов механики итеплогидравлики кладки водографитовых реакторов: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10591. - г. Обнинск, 2000 - Д.В. Крючков, О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов

40. Код USTACK для решения проблем механики структур и теплогидравлики графитовой кладки типа РБМК, руководство пользователя: Отчет о НИР/ ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10648. - г. Обнинск, 2001 - Д.В. Крючков

41. Графическая оболочка кода USTACK для решения проблем механики структур и теплогидравлики графитовой кладки типа РБМК: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10754. - г. Обнинск, 2001 -Д.В. Крючков

42. Код TAnBrP+RELAP5/mod3.2. Верификационный отчет: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 10859. - г. Обнинск, 2001 -Д.В. Крючков

43. Расчет радиационных последствий реперной аварии на РУ ЭГП-6 в помещениях главного корпуса БиАЭС: Отчет о НИР / ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 11532. - г. Обнинск, 2004 - Д.В. Крючков

44. Моделирование физических процессов в реакторных системах и здании Билибинской АЭС при «тяжелой» аварии: Отчет о НИР/ ГНЦ РФ-ФЭИ; Л.М. Парафило. Инв. № 2898. - г. Обнинск, 2003 - Д.В. Крючков, Р.И. Абрамьян, В.В. Козьменкова

45. Разработка расчётной модели кладки реактора КуАЭС-5 на основе комплексного кода U STACK: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А.

46. Доллежаля; JI.M. Парафило. Инв. № 74.117. - М., 2002 - Д.В. Крючков,г

47. О.Ю. Новосельский, В.Н. Филинов

48. Разработка компьютерной модели стенда ТКР на базе комплексного кода UJSTACK: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля; Л.М. Парафило. Инв. № 740-274-6308. - М., 2004 - Д.В. Крючков, О.Ю. Новосельский, В.Н.Филинов

49. Разработка методики проведения верификационных расчётов: Отчет о НИР / ФГУП НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля; Л.М. Парафило. Инв. № 740-0т-6377.-м.,2004-Д.В.Крючков, О.Ю.Новосельский, В.Н.Филинов