автореферат диссертации по разработке полезных ископаемых, 05.15.11, диссертация на тему:Исследование тепловых воздействий на защитные барьеры при подземном разщмещении объектов атомной энергетики

Счч*

" На правах рукописи

ГУСАК Сергей Андреевич

ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОВЫХ ВОЗДЕЙСТВИЙ НА ЗАЩИТНЫЕ БАРЬЕРЫ ПРИ ПОДЗЕМНОМ РАЗМЕЩЕНИИ ОБЪЕКТОВ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ (подземные атомные станции и хранилища РАО)

Специальности 05.15.11 - физические процессы

горного производства 05.14.03 - ядерные энергетические установки

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Апатиты 1996

Работе*. выполнено, в Горнок институте Кольского научного центра Российской академии ниук

Кауч ные руководители — чл, ~~хо]рр, РАН, профессор/

доктор технических наук, К.К.Мельников

доктор технических наук,

профессор

Г.А.шйроварОБ

Официальные оппоненты — доктор технических наук

А.Д.Вассерман

доктор технических наук,

профессор

¡0. Н.Кузнецов

Ведущая организация - Всероссийское проектно-

конструкторское, научно-исследовательское и технологическое объединение "ВНИПИЭТ"

Защита состоится " г.

в час. мин. на заседании диссертационного совета

К.003.79.01 в Горном институте Кольского научного центра Российской академии наук по адресу; 134200/ г.Апатиты Мурманской обл., ул. Ферсмана, д. 24.

С диссертацией мохно ознакомиться в библиотеке Рорного икс— титута КНЦ РАН.

по ^ирс^с^а! уио^/^лаг

^{Я.^т 1996 г.

1чекин секретарь

диссертационного с о б е т а ^ ^

кандидат технических наук

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Концепция подземного размещения объектов атомной энергетики основана на использовании природных свойств породного массива, которому отводится роль основного защитного барьера. Опыт эксплуатации подземных атомных станций (ПАС), построенных в различных странах мира в 60-ые годы, подтвердил техническую осуществимость подземного размещения реакторных установок (РУ). Вместе с тем, фактический материал, накопленный при эксплуатации единственной в нашей стране ПАС на площадке Красноярского горно-химического комбината (ГХК), показал, что одним из важнейших факторов, определяющих безопасность таких объектов, является тепловое влияние РУ на крепь и вмещающий массив. Поэтому уже первые проектные разработки по ПАС выявили необходимость изучения тепловых воздействий при различных режимах эксплуатации РУ.

При подземном захоронении радиоактивных отходов (РАО), как и в случае ПАС, массив горных пород выполняет функцию последнего и основного защитного барьера, надежность которого определяется не только геологическими и горно-техническими условиями, но и воздействиями РАО, основными из которых являются тепловые нагрузки. Тепловые воздействия на защитные барьеры могут оказывать негативное влияние на стабильность физико-химических параметров многобарьерной системы и способствовать развитию термомеханических эффектов в ближней зоне хранилища.

Поэтому изучение теплового фактора в проблеме создания подземных атомно-энергетических объектов представляет актуальную научно-техническую задачу и является одним из основных элементов исследований по обоснованию безопасности таких объектов.

Цель работы - изучение тепловых режимов защитных барьеров и вмещающего массива при эксплуатации подземных объектов атомной энергетики и разработка рекомендаций, направленных на повышение безопасности таких объектов.

Идея работы заключается в использовании тепловых и механических свойств скальных кристаллических пород для повышения безопасности подземных атомно-энергетических объектов.

Научные положения защищаемые в работе:

- в условиях гипотетической аварии с плавлением активной зоны на ПАС с водо-водяным реактором корпусного типа вмещающий скальный массив является эффективным аккумулятором тепла, позволяющим пассивно рассеять практически всю энергию остаточных тепловыделений в течение длительного времени (до 10 суток) без превышения предела прочности вмещающей породы;

- направленный сброс парогазовой смеси в расширительную выработку и обделка являются эффективными элементами пассивной системы "управления" тепловыми нагрузками на вмещающий массив. Оптимизация объема расширительной выработки и толщины обделки позволяет обеспечить приемлемый уровень тепловых воздействий и несущую способность вмещающего массива;

- впервые изучены особенности формирования теплового состояния защитных барьеров при подземном захоронении РАО от объектов атомной энергетики Кольского региона в скальных породах континентальной части Мурманской области и определены предельно-допустимые радиационные параметры высокоактивных РАО, при которых обеспечивается безопасный тепловой режим защитных барьеров.

Научное значение работы заключается в расширении представлений о влиянии теплового фактора на безопасность подземных объектов атомной энергетики на основе выявленных особенностей формирования теплового состояния защитных барьеров.

Достоверность научных положений и выводов обоснована:

- использованием фундаментальных знаний и современных представлений о теплофизических процессах, сопровождающих тяжелые аварии на АС с реакторами водо-водяного типа;

- использованием современных методов математического моделирования, нашедших применение в практике проектирования и исследований безопасности атомно-энергетических объектов;

- использованием методических подходов и математических программ, эффективность и корректность которых подтверждена удовлетворительным согласием результатов сравнительных расчетов или апробированных на экспериментальных данных.

Практическое значение работы заключается в получении научно-обоснованных количественных данных для разработки требований к инженерным защитным барьерам и вмещающим породным массивам, а также рекомендаций по оптимизации инженерно-технических и объем-

но-компоновочных решений, направленных на повышение безопасности атомно-энергетических объектов за счет их подземного размещения.

Методика исследований включала:

- анализ отечественного и международного опыта теоретических и экспериментальных исследований по проблеме безопасности атомных станций и обращения с радиоактивными отходами;

- освоение и использование методов математического моделирования аварийных процессов, нашедших применение в практике проектирования и исследований безопасности АС;

- расчетные исследования процесса переноса тепла в зоне размещения подземных атомно-энергетических объектов с использованием освоенной методики численного решения уравнения нестационарной теплопроводности;

- апробацию использованных в работе методических подходов и математических программ на основе сравнения с результатами расчетов по независимым методикам и экспериментальными данными.

Реализация работы. Полученные результаты и выводы использованы при:

- разработке и обосновании основных положений концепции создания в СССР головных подземных атомных станций, принятых в качестве оснований для утверждения нового направления "Подземные атомные станции" в составе ГНТП "Экологически чистая энергетика" (Горный институт, по поручению Совета Министров СССР №щ-3377 от 27.10.1987г. и распоряжению по протоколу №тэк СМ СССР 6-758 от 22.06.1988г.);

- разработке требований к ограждающим конструкциям реакторного отделения и вмещающего массива в рамках НИОКР по Проекту "Создание головных подземных атомных станций для обеспечения безопасности объектов атомной энергетики", выполненных по распоряжению Миннауки РФ № 112ф от 23.07.1991 г.;

- разработке технико-экономического доклада "Создание подземной ACT с реакторной установкой РУТА для теплоснабжения г.Апатиты Мурманской области" (Горный институт, НИКИЭТ, ВНИПИЭТ, 1992 г. в рамках ГНТП "Экологически чистая энергетика);

- разработке концепции создания подземного хранилища радиоактивных отходов для северо-западного региона Российской Федерации (Горный институт, по распоряжениям Миннауки РФ №1750 от 23.06.1992г., 3078ф от 25.09.1992г., 4187ф от 10.12.1992г.).

Апробация работы. Основные результаты работы и отдельных ее этапов докладывались на 26 сессии научного семинара по горной теплофизике на базе ИТТФ АН Украины (г.Путивль, 1991г.). Международной конференции "Использование подземного пространства страны для повышения безопасности ядерной энергетики" (г.Апатиты, 1992г.), на рабочих совещаниях в рамках ГНТП и по проблеме обращения с РАО в регионе Кольского полуострова, а также заседаниях Ученого совета и Горной секции Горного института КНЦ РАН.

Публикации. Основные положения диссертации и результаты исследований по отдельным ее этапам изложены в 6 отчетах о НИР, технико-экономическом докладе и опубликованы в 4 работах.

Структура и объем работы. Диссертация, общий объем которой составляет 175 страниц машинописного текста, включает введение, четыре главы, заключение, 5 приложений, список использованных источников из 147 наименований и содержит 15 таблиц и 43 рисунка.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В 1987-1990 гг. по заданиям Бюро Совета Министров СССР и Президиума АН СССР Горный институт КНЦ РАН при сотрудничестве с ИАЭ им.И.В.Курчатова и институтом Атомзнергопроект выполнил комплекс НИР, направленных на обоснование основных положений концепции создания в СССР головных подземных АС. Результаты научно-исследовательской работы явились основой для утверждения Правительством СССР нового направления "Подземные атомные станции" в составе ГНТП "Экологически чистая энергетика". В последующий период работы по проблеме создания ПАС велись в рамках ГНТП с привлечением ведущих научно-исследовательских, проектно-конс-трукторских и технологических организаций России, Беларуси, Украины, в том числе специализирующихся в области строительства и эксплуатации объектов специального назначения. В настоящее время уже проводятся конкретные проектные разработки для ПАС с во-до-водяным реактором корпусного типа для площадки Красноярского ГХК и подземной атомной станции теплоснабжения (ПАСТ) с реактором бассейнового типа РУТА для теплоснабжения г.Апатиты Мурманской области.

По данным натурных наблюдений специалистов ВНИПИпромтехно-логии на ПАС Красноярского ГХК было известно, что неучет тепло-

вого фактора даже при нормальной эксплуатации может приводить к ошибкам в прогнозировании напряженно-деформированного состояния вмещающего массива и условий работы конструкций. Поэтому изучение тепловых воздействий выдвигалось в качестве одной из основных научно-технических задач, решение которой должно было служить цели обоснования требований к конструкциям ПАС и породному массиву, а также оптимизации конструктивно-компоновочных решений. Развитие работ по проблеме безопасности ПАС выявило нетрадиционные вопросы для горной теплофизики, компетенцией которой является изучение теплового влияния техногенных источников на горный массив. Специфика эта была обусловлена, прежде всего, необходимостью изучения тепловых режимов подземных сооружений при эксплуатации ПАС и, особенно, при тяжелых внутренних авариях. Изучение тяжелых аварий на ПАС должно было базироваться на методических разработках и результатах исследований, получивших развитие для наземных АС, Однако подземное размещение РУ выявило специфические вопросы и в анализе тяжелых аварий на ПАС, которые определялись, в частности, необходимостью учета влияния массива горных пород на развитие аварий и их последствия.

Первые исследования, направленные на изучение особенностей обеспечения безопасности при гипотетических авариях на ПАС были выполнены под руководством к.ф.- м.н. В.А.Наумова в начале 80-х годов в лаборатории атомной энергетики Отдела энергетики Кольского филиала АН СССР. Дальнейшее развитие исследования по данному направлению получили в рамках НИР, выполненных в 1988-1995 гг. в Горном институте КНЦ РАН при сотрудничестве с РНЦ "Курчатовский институт", Институтом проблем энергетики АН Беларуси, НИКИЭТ, ИТТФ АН Украины, Федеральным ядерным центром ВНИИЭФ, войсковой частью 13073 Минобороны РФ и институтом Оргэнергост-рой. В рамках этих комплексных НИР автор принимал непосредственное участие в исследованиях, которые служили цели изучения основных особенностей формирования теплового состояния крепи и вмещающего массива. Результаты исследований, выполненных под непосредственным руководством В.А.Наумова, явились одной из составных частей настоящей диссертационной работы.

В целях комплексного решения проблем обращения с РАО в 1995 году была утверждена Федеральная целевая программа "Обращение с

радиоактивными отходами и отработавшими ядерными материалами, их утилизация и захоронение на 1996-2005 годы". Основное развитие исследования по данной проблеме получили в ведущих научно-исследовательских и проектно-конструкторских организациях - ВНИПИЭТ, ВНИПИпромтехнологии, ВНИИнеорганических материалов, ВНИИгидро-техники и др. В 1990 г. Горным институтом КНЦ РАН были предприняты первые исследования различных аспектов безопасности при подземном захоронении РАО в скальных породах Кольского полуострова, в регионе которого проблема обращения с РАО проявилась особенно остро вследствие значительной концентрации атомно-энер-гетических объектов.

Аналогия теплофизических аспектов проблемы создания подземных АС и хранилищ РАО послужила побудительным мотивом при выборе темы диссертационной работы, объединяющей один из основных проблемных вопросов в обеспечении безопасности подземных объектов атомной энергетики. В то же время, такие объекты различаются особенностями формирования тепловых нагрузок, что определило необходимость проведения независимых исследований по определению динамики и параметров воздействий.

С учетом вышеизложенного в диссертационной работе поставлены следующие задачи:

- исследование теплофизических процессов при тяжелой аварии на ПАС и определение параметров тепловых воздействий РУ на вмещающий породный массив;

- изучение особенностей формирования теплового состояния вмещающего массива и оценка его термонапряженного состояния при различных режимах эксплуатации ПАС;

- расчетные исследования пространственно-временного распределения температур в зоне захоронения отходов от объектов атомной энергетики Кольского региона.

Исследование тепловых воздействий на крепь и вмещающий массив при тяжелых авариях на ПАС.

Изучение тепловых воздействий при тяжелых авариях выполнено на примере ПАС, оснащенных водо-водяными реакторами корпусного и бассейнового типа. В качестве представителя корпусных реакторов рассмотрена установка ВВЭР-440, достаточно отработанная в части

изучения аварийных процессов и компоновочных решений и которая может быть аналогом в обосновании тепловых параметров реакторной выработки при анализе тяжелых аварий на ПАС в широком классе установок с реакторами корпусного типа (кипящие типа ВК, судовые и др.). Реактор бассейнового типа РУТА является представителем принципиально нового класса РУ, отличающихся низкими параметрами теплоносителя первого контура, и имеет свои особенности как в конструктивном исполнении реактора, так и в динамике аварийных процессов. Наиболее детально исследования выполнены для аварии на ПАС с корпусным реактором, в условиях которой формируются наиболее жесткие тепловые воздействия.

Рассматривается сценарий развития аварии с плавлением активной зоны (A3), обусловленным потерей теплоносителя. В качестве исходного события рассматривается мгновенный разрыв главного циркуляционного трубопровода с последующим двухсторонним истечением теплоносителя I контура. Для моделирования реакторной выработки приняты геометрические и компоновочные параметры защитной оболочки полного давления наземного аналога АС.

Учитывая степень освоенности и адаптированности расчетных кодов применительно к отечественному реактору типа ВВЭР и исходя из решаемых в диссертационной работе задач, для изучения тепло-физических процессов в реакторной выработке подземной АС были использованы две математические программы - PROBL и MARCH. Программа PROBL, разработанная в ИАЭ им.И.В.Курчатова на основе программы "ВСПЛЕСК", была модернизирована автором методики М.А.Будаевым с участием диссертанта с учетом специфики подземного размещения АС. Программа MARCH, разработанная в США, была модернизирована в ИАЭ им. И.В.Курчатова с участием специалистов из Болгарии, Венгрии, ГДР, Польши и Чехословакии с учетом особенностей РУ с реактором ВВЭР-440.

Результаты анализа аварии с помощью программы PROBL на начальной стадии ее развития (~ 2 часа), для которой характерны быстропротекающие процессы (паровой взрыв, возгорание водорода), показали, что в локальной зоне выработки возможно импульсное (Дт<1 с) повышение давления до 10 атм и температуры до 2000°С. Равновесное термодинамическое состояние характеризуется максимальными значениями давления (6 атм) и температуры (200°С).

Полученные результаты обусловили важный с практической точки зрения вопрос - возможно ли и в какой степени использование

скальной породы в качестве конечного поглотителя тепла ? На определение теплоаккумулирующей способности вмещающего массива в случае развития аварии в течение 10 суток были направлены расчеты по программе MARCH, которые были выполнены для условий герметичной выработки и двух сценариев развития процесса взаимодействия расплава с породой в подреакторном пространстве: при заливе шахты водой после падения в нее расплавленных материалов активной зоны ("мокрая" шахта) и в условиях "сухой" шахты реактора. Основные результаты, приведенные в табл.1, иллюстрируют динамику параметров, характеризующих тепловой режим выработки и энергетический баланс сценария аварии.

Анализ полученных результатов обнаруживает тенденцию к стабилизации аварийных тепловых воздействий на выработку и массив, что обусловлено, главным образом, снижением мощности остаточного энерговыделения в расплаве и отводом тепла во вмещающий массив.

Таким образом, изучение теплофизических процессов, сопровождающих запроектную аварию на подземной АС, позволило определить динамику и параметры тепловых воздействий на крепь и вмещающий массив, которые во временном интервале от 1 до 10 суток могут характеризоваться температурой контура выработки в диапазоне 100-200 °С.

Дальнейшие исследования были направлены на изучение особенностей формирования теплового и термонапряженного состояния вмещающей породы и обоснование тезиса о возможности использования скального массива в качестве конечного поглотителя тепла.

Особенности формирования теплового и тернонапряженного состояния вмещающего нассива при различных режимах эксплуатации ПАС.

Кроме параметров тепловых воздействий существенное влияние на формирование температурного поля во вмещающем массиве оказывают теплофизические свойства породы - коэффициент теплопроводности, удельная теплоемкость и плотность. С учетом этого в работе решена вспомогательная задача по определению параметров тепловых и упругих свойств вмещающей породы. В качестве представительной вмещающей породы для оценки ее свойств был выбран гранит континентальной части Мурманской области. Исходя из минерального

Таблица 1

Параметры теплового состояния реакторной выработки и основные составляющие баланса энергии

Время с момента аварии час

Параметр

0.02 0 . 50 2 6 24 72 120 192

Температура 110 100 80 135* 105 165 170 180

парогазовой

среды, °С 85 105 130 140 150

Давление 0 . 27 0 . 20 0 .15 0 .16 0.18 0.19 0 .19 0 . 20

парогазовой

среды, МПа 0.17 0.24 0 . 39 0 . 50 0 . 60

Температура 50 85 70 85 110 140 150 160

контура вы-

работки, °С 80 100 125 135 150

Тепло, отво- 20 100 190 360 910 1910 2680 3630

димое в

массив, ГДж 340 840 1700 2400 3200

Тепло, акку- 190 130 90 90 100 100 100 100

мулированное

в выработке, 125 170 280 360 430

ГДж

Энегия, запа- -— —■ 150 200 330 510 630 760

сенная в рас-

плаве, ГДж

Остаточное 20 70 180 400 1080 2170 2990 3990

энерговыде-

ление, ГДж

числитель - "сухая" шахта; знаменатель - "мокрая" шахта

состава гранита в образцах, отобранных вблизи одной из площадок, перспективных для подземного размещения ПАС в регионе, и используя известные зависимости, устанавливающие взаимосвязь физических свойств пород с их минеральным составом, определены значения тепловых и упругих констант гранита при нормальных термодинамических условиях и выполнены расчетные оценки температурных зависимостей свойств гранита.

Для определения исходного теплового состояния вмещающего массива, которое формируется при нормальной эксплуатации, были выполнены расчеты для типичных режимов различных помещений реакторных отделений, которые характеризуются температурой в интервале 30-60°С.

Для исследования пространственно-временного распределения температур была использована математическая программа FFM, разработанная сотрудником Институте проблем энергетики АН Беларуси Наумовым A.B. и позволяющая реализовать численное решение уравнения нестационарной теплопроводности в объемной постановке на основе метода контрольных объемов. Данная программа была апробирована на экспериментальных данных по тепловому состоянию аварийного блока Чернобыльской АЭС и успешно применена при моделировании процессов теплопереноса в рамках научного обоснования тепловой безопасности при долговременной консервации объекта "Укрытие".

Результаты расчетов для условий нормальной эксплуатации ПАС показали, что наиболее существенным фактором, определяющим формирование температурного поля во вмещающем массиве является продолжительность тепловых воздействий, особенно в первые 10-15 лет эксплуатации. При этом эксплуатация сопровождается снижением величины температурных градиентов в массиве и расширением зоны теплового влияния РУ, которое через 10-15 лет распространяется на расстояние порядка 80-100 м. Тепловое состояние материалов в приконтурной зоне массива с практической точки зрения слабо зависит от теплофизических свойств, типичных для скальных пород, рассматриваемых в качестве среды размещения ПАС.

В расчетах пространственно-временного распределения температур в массиве при аварийном режиме тепловое воздействие моделировалось заданием температуры на контуре выработке в диапазоне 100-200 °С при продолжительности воздействия от 1 до 10 суток.

Результаты расчетов позволяют отметить следующие особенности теплового состояния массива горных пород:

- размер зоны, подвергающейся влиянию РУ, определяется продолжительностью теплового воздействия и практически не зависит от его интенсивности. В течение 1 суток тепловое состояние материалов изменяется в пределах приконтурной зоны, ограниченной глубиной ~ 1 м, а через 10 суток зона теплового влияния РУ расширяется до 4 м;

- тепловое состояние материалов в приконтурной зоне характеризуется существенной неоднородностью температурного поля. При этом основной перепад температур реализуется на внутреннем слое толщиной ~1-2 м, максимальная величина температурного градиента в котором в зависимости от интенсивности теплового воздействия через 10 суток изменяется от 30 до 90 град/м.

Особенности нестационарных температурных полей находят свое отражение и в формировании термонапряженного состояния вмещающего массива. Учитывая ограниченность целевого назначения задачи, направленной на определение основных особенностей теплового влияния РУ на скальный массив, оценки термонапряжений выполнялись на основе приближенного методического подхода - одномерное (в цилиндрической геометрии) решение задачи термоупругости в квазистатической постановке. Выполненные расчеты показали (рис.1), что в случае реакторной выработки без обделки наиболее значительным сжимающим напряжениям порода подвергается в приконтурном слое глубиной 2 м. При этом величина максимальных термонапряжений вблизи контура выработки при 200°С достигает 140-150 МПа.

На примере аварийного воздействия при 200 °С (рис.1) изучено влияние температурных зависимостей тепловых и упругих свойств скальной породы на формирование термонапряженного состояния массива. Установлено, что неучет этого фактора может приводить к значительной погрешности в прогнозных расчетах термонапряжений, особенно вблизи контура выработки, которая подвергается наибольшему тепловому влиянию РУ. В частности, для указанного температурного воздействия расчет без учета влияния теплового поля на свойства представительного гранита занижает величину максимальных сжимающих термонапряжений на 60-70 %.

Для оценки влияния аварийных тепловых воздействий на несущую способность вмещающих пород выполнены дополнительные расчеты

Рис.1. Распределение тангенциальных термонапряжений в массиве без обдедки при аварийных воздействиях: а-100°С, б-200°С; 1 - через 1 сутки, 2 - через 10 суток, 3-то же без учета влияния теплового поля на свойства скальной породы.

для скальных пород Кольского полуострова (габбро, плагиограниты, гранит-мигматиты, гранодиориты, порфировидный гранит), прочностная характеристика бсж которых варьируется от 150 до 260 МПА. В прогнозных расчетах использован эмпирический критерий хрупкого разрушения, который рекомендован специалистами Горного института КНЦ РАН (Турчанинов И.А., Марков Г.А., Иванов В.И., Козырев A.A.) и выражается в следующем виде:

бт >(0.5-0.8)бсж , где бт - максимальное значение термонапряжений, действующих на контуре выработки.

С учетом этого критерия результаты расчетов позволяют отметить следующее. В интервале температуры 100-150°С, который характеризует тепловое воздействие в течение первых 7-8 суток с момента аварии (см. табл.1), величина термонапряжений не превышает 0.5бсж. При температурах близких или равных 200°С условия хрупкого разрушения обнаруживаются практически для всех рассмотренных пород, при этом наиболее высокие значения термонапряжений прогнозируются для габбро. Поэтому требование по обеспечению несущей способности вмещающей породы ограничивает интенсивность тепловых воздействий.

С целью оценки эффективности возможных способов "управления" тепловыми воздействиями с помощью программ MARCH и FFM на примере плагиогранита (бсж=209 МПа) проведены расчеты теплового влияния РУ на скальный массив при направленном сбросе парогазовой смеси из реакторной выработки в специальную расширительную камеру и наличии бетонной обделки на контуре выработки. В качестве предельно-допустимого значения сжимающих термонапряжений принята консервативная величина, равная 0.3бсж, при которой по результатам некоторых экспериментов отмечалось зарождение трещин в образцах пород.

Выполненные расчеты (см. табл.2) позволили установить, что с увеличением объема расширительной выработки Vp уменьшается как уровень теплового воздействия на контур выработки Тк, так и глубина приконтурной зоны массива 5р, на которой величина термонапряжений превышает 0.збсж. Можно видеть также, что увеличение объема расширительной камеры по отношению к объему реакторной выработки VpB оправдано до определенной величины. Вместе с тем,

Таблица 2

Влияние направленного сброса парогазовой смеси при аварии на термонапряженное состояние скального массива при различной толщине обделки (через 10 суток с момента аварии)

Урв Тк. 0 с Толщина обделки, м

0.0 0.2 0.5 1 . 0

^Т /бс ж 5р ,м бт/бс ж 5р ,м ^Т /бс ж бр ,м бт/бсж бр ,м

0 . 0 170 0 . 58 0 . 80 0 . 51 0.70 0 . 39 0 . 35 0 . 25 -

0.13 140 0.44 0 . 60 0.40 0.45 0 . 31 0.10 0 .22 —

0 . 33 133 0.41 0 . 50 0. 38 0 . 35 0 . 29 - 0 .21 -

0 . 65 123 0 . 37 0 . 40 0.35 0 . 25 0 . 27 - 0 . 20 -

1 . 0 120 0 . 36 0 . 32 0 .33 0 . 20 0 . 26 - 0 .19 -

исходя из технических возможностей и экономической целесообразности, возможно оптимизировать инженерно-технические мероприятия при соответствующем выборе толщины обделки и объема расширительной камеры. Например, при Ур/Урв=0.33 приемлемый уровень теплового воздействия на массив обеспечивается при толщине обделки 0.5 м. Уменьшение \/р до величины 0.13Урв требует увеличения толщины обделки примерно до 0.6 м.

Таким образом, исследования теплового фактора применительно к подземным ПАС позволили изучить основные особенности теплового влияния РУ на вмещающий массив, как природный защитный барьер, и обосновать следующие защищаемые научные положения:

- в условиях гипотетической аварии с плавлением активной зоны на ПАС с водо-водяным реактором корпусного типа вмещающий скальный массив является эффективным аккумулятором тепла, позволяющим пассивно рассеять практически всю энергию остаточных тепловыделений в течение длительного времени (до 10 суток) без превышения предела прочности вмещающей породы;

- направленный сброс парогазовой смеси в расширительную выработку и обделка являются эффективными элементами пассивной системы "управления" тепловыми нагрузками на вмещающий массив-Оптимизация объема расширительной выработки и толщины обделки позволяет обеспечить приемлемый уровень тепловых воздействий и несущую способность вмещающего массива.

Исследование пространственно-врененного распределения

температур в ближней зоне хранилища радиоактивных отходов.

Исследования направлены на обоснование с точки зрения тепловой безопасности практической возможности захоронения отходов региона в скальных породах на континентальной части Мурманской области. Основное внимание в исследованиях уделено высокоактивным РАО, которые являются источниками наиболее сильных тепловых воздействий. Рассмотрены следующие представители таких отходов:

- активированные конструкции от демонтажа энергоблоков Кольской АЭС и

- дефектные тепловыделяющие сборки (TBC) от судовых РУ.

Анализ результатов исследований по проблеме снятия с эксплуатации РУ с водо-водяными реакторами корпусного типа показал,

что активность образующихся при этом отходов определяется, в основном, активированными внутрикорпусными устройствами (ВКУ), размещенными вблизи A3. С учетом этого представляется возможным для оценки радиационных параметров ВКУ использовать реакторную программу, позволяющую выполнить достаточно корректные расчеты пространственно-энергетического распределения нейтронов в модели реактора с отражателем. В качестве такого рабочего инструмента в работе использована одномерная многогрупповая программа расчета многозонных реакторных ячеек во всей области энергий альбедным методом РИТМ, разработанная в Институте ядерной энергетики АН БССР. Эффективность этой методики для определения исходных данных проверена расчетами интегральной плотности потока нейтронов с энергией Е>1 МэВ на внутренней поверхности корпуса реактора на уровне центра активной зоны ВВЭР-440 I блока Армянской АЭС при

различных эксплуатационных и технологических параметров (обога-

2 3 5

щение U от 2.4 до 3.5%; концентрация борной кислоты в теплоносителе - от 0.5 до 7.0 г/кг), которые показали хорошее согласие расчетных и экспериментальных данных.

Расчеты радиационного тепловыделения активированных конструкций были выполнены на примере реакторов первой очереди Кольской АЭС, отличительной конструктивной особенностью которых является наличие кассет-экранов, представляющих собой аналогичные с рабочими TBC конструкции из нержавеющей стали и устанавливаемых в периферийные ячейки A3 с целью снижения радиационного воздействия на корпус реактора. При этом в расчетах групповых констант, определяющих активацию основных изотопов (59 Со,62Ni,54Fe), учитывалось спектральное распределение потока нейтронов, экранировка резонансов и использовались ядерно-физические данные дозиметрического файла Brookhaven National Laboratory США.

По результатам ориентировочных оценок наведенной активности внутрикорпусных конструкций обоснована величина радиационного тепловыделения КЭ и ВКУ, равная примерно 7 кВт после двухлетней выдержки отходов, при определяющем вкладе 60 Со в течение примерно 50 лет. При этом в оценках учитывались эксплуатационно-технологические параметры (кампания, содержание Со в нержавеющей стали, концентрация борной кислоты в теплоносителе).

В настоящее время проект снятия с эксплуатации Кольской АЭС не разработан. Поэтому в работе рассматривается один из возможных вариантов захоронения активированных конструкций без разбор-

ки и предварительной обработки либо на месте штатного размещения реактора, либо в специальных подземных выработках. С точки зрения тепловой безопасности такой способ представляет наибольший интерес, поскольку при его реализации следует ожидать наиболее значительных тепловых воздействий на защитные барьеры. При разработке расчетной схемы модуля хранилища были использованы конструктивные решения для аналогичного способа захоронения активированных конструкций, разработанные финскими специалистами в плане работ по снятию с эксплуатации АЭС "Ловиса", которая оснащена аналогичными с Кольской АЭС реакторами ВВЭР-440.

Корпус реактора с помещенными в нем ВКУ размещается в вертикальной выработке диаметром 6.5 м и высотой 17 м (на каждый блок). После загрузки корпуса в выработку его свободное пространство с реакторными компонентами заливается бетоном, а остальное пространство подземной выработки заполняется закладочным материалом - смесь дробленой породы и глины. В расчетной схеме модуля хранилища источник тепла моделировался слоем толщиной примерно 0.15 м, отстоящим от центра выработки на расстояние примерно 1.5 м. Высота этого слоя принята равной высоте A3 реактора ВВЭР-440 - 2.5 м, поскольку эта область подвергается воздействию нейтронного потока наибольшей плотности.

Выполненные расчеты (см. рис.2) позволили установить, что прогнозируемый уровень тепловых воздействий на скальный массив находится в пределах допустимых температур - максимальная температура на контуре выработки не превышает 70°С, при которой обеспечивается надежность природного защитного барьера. Тепловой режим материалов в корпусе реактора (160 - 170 °С) может способствовать интенсификации ряда физико - химических процессов (дегидратации бетона, испарению, конденсации, повышению давления, образованию радиолитических газов и др.), оказывающих негативное влияние на защитные свойства многобарьерной системы подземного хранилища. Тепловое состояние слоя буферного материала характеризуется значительной неоднородностью температурного поля, что может способствовать развитию термомеханических эффектов в материале барьера, снижающих его защитной способности. Вариантными расчетами установлено, что безопасный уровень тепловых воздействий и пространственное распределение температур обеспечивается при продолжительности выдержки активированных конструкций порядка 10 лет.

t°c zoo

too

о 10

Для определения радиационных параметров дефектных TBC от судовых РУ использован стандарт Американского ядерного общества ANSI/ANS-5.1, версии 1979г., который нашел свое применение в составе комплекса программ STCP для расчета мощности остаточного энерговыделения (МОЭ) выгоревшего топлива реакторов водо- водяного типа, наиболее широко используемых в составе судовых РУ. В расчетах рассмотрен мощностной ряд реакторов от 80 до 360 МВт, которыми оснащались судовые РУ в разное время, при различных продолжительности кампании (5000-10000 часов) и времени выдержки (от 10 до 50 лет). С целью определения возможных ограничений на параметры топливных отходов для изучения особенностей формирования тепловых нагрузок на защитные барьеры в качестве базовой принята РУ мощностью 360 МВт с продолжительностью кампании 10000 часов.

В работе рассмотрена одна из возможных конструкций упаковки для TBC отечественной разработки (ВНИПИЭТ). Конструктивно упаковка представляет собой цилиндрический стальной контейнер диаметром 1.1 ми высотой 4.9 м с толщиной защиты 165 мм. После установки TBC свободное пространство в контейнере заполняется жидким боросиликатным стеклом. Рассмотрен диапазон количества TBC в упаковке - от 20 до 55 штук, которому соответствует интервал энергонапряженности упаковки через 10 лет выдержки ~ 200-600 Вт/м3. Предположительный диапазон количества TBC в упаковке принят, исходя из постановки тепловой задачи. При этом автором не учитывались возможные ограничения по требованиям ядерной безопасности. В теплофизических расчетах учитывалась временная зависимость источника тепла, которая характеризуется изменением МОЭ одной TBC от ~ 23 Вт при десятилетней выдержке до примерно 8 Вт через 50 лет выдержки.

В качестве объекта исследования рассматривается модуль хранилища, содержащий четыре упаковки с TBC. Предполагается, что упаковки размещаются в скважинах, для которых рассмотрены различные варианты компоновки. Диаметр скважины принят равным удвоенному диаметру упаковки. Радиальный зазор между стенками скважины и упаковкой используется для укладки буферного материала (бентонита), выполняющего роль дополнительного инженерного барьера. Толщина целика между скважинами при размещении упаковок в отдельных скважинах принята равной ~ 4.5 м, исходя из требований

горно-технической практики по обеспечению устойчивости подземных выработок.

Анализ результатов моделирования тепловых процессов в зоне захоронения дефектных TBC (см. рис.3) позволяет определить следующие особенности формирования теплового состояния защитных барьеров. Динамика теплового режима хранилища характеризуется относительно коротким периодом разогрева (в течение ~ 1 года) с последующим медленным снижением максимальной температуры в упаковках с TBC за счет рассеяния тепла во вмещающем породном массиве и радиоактивного распада 90Sr и 137Cs, которые вносят определяющий вклад в тепловыделение отработавшего топлива при временах выдержки 10-50 лет. Интенсивность тепловых воздействий на защитные барьеры определяется энергонапряженностью упаковок и при скваженном размещении упаковок практически не зависит от способа их компоновки.

Прогнозируемый уровень тепловых воздействий на вмещающий породный массив характеризуется максимальной температурой контура скважины, которая не превышает 80 °С, т.е. находится в пределах допустимых температур. Тепловое состояние инженерных барьеров характеризуется значительной неоднородностью температурного поля которая может способствовать развитию термомеханических эффектов в системе защитных барьеров. Наибольшие градиенты температур (70 - 90 град/м) прогнозируются в матрице отходов и слое буферного материала при начальной удельной мощности упаковок 600 Вт/м3. При такой энергонапряженности температурный градиент в приконтурной зоне массива толщиной 0.5 м может составлять примерно 50 град/м. Наиболее благоприятный тепловой режим хранилища может быть обеспечен снижением энергонапряженности упаковок до

о

200 Вт/м . В этом случае максимальная температура в хранилище не превышает 50 0 С, а температурные градиенты в системе инженерных барьеров и приконтурной зоне вмещающей породы составляют 20 - 30 и 10 град/м, соответственно.

Таким образом, выполненные исследования позволили сделать вывод о том, что подземное захоронение региональных отходов высокого уровня активности в скальных породах Кольского полуострова с точки зрения тепловой безопасности является практически осуществимой задачей. По результатам исследований на защиту выносится третье научное положение:

ДИНАМИКА МАКСИМАЛЬНОМ ТЕМПЕРАТУРЫ

<00

БО

20

РАЗМЕЩЕНИЕ TBC В ОДНОЙ СКВАЖИНЕ

1Б0 Ь

0 050 1.00 150 2.D0 2.50 3.00 ВРЕМЯ ПОСЛЕ ЗАПЕЧАТЫВАНИЯ, ДЕТ

1,2,3 - ОДНА СКВАЖИНА (20D, 400, БОО вт/м3

СООТВЕТСТВЕННО) 4,5 - ЛИНЕЙНАЯ И КВАДРАТНАЯ КОМПОНОВКИ (БОО ВТ/М3)

О 2.00 4D0 ЬОО

РАССТОЯНИЕ ОТ ЦЕНТРА СКВАЖИНЫ, М

КВАДРАТНАЯ ЯЧЕЙКА

Qv= 600 Вт/кг

О 2.00 4.00 Б.00 8.00 РАССТОЯНИЕ ОТ ЦЕНТРА СИСТЕМЫ, М

Qv= 200 Вт/м3 (1) и 400 Вт/м3 (2)

О 2.00 4.00 Б.00 В.00 РАССТОЯНИЕ ОТ ЦЕНТРА СИСТЕМЫ СКВАЖИН. М

Рис.3. Тепловой режим модуля хранилища с дефектными TBC:

1 - через 1 год при размещении упаковок с TBC в одной скважине,

2 - через 10 лет.

впервые изучены особенности формирования теплового состояния защитных барьеров при подземном захоронении РАО от объектов атомной энергетики Кольского региона в скальных породах континентальной части Мурманской области и определены предельно-допустимые радиационные параметры высокоактивных РАО, при которых обеспечивается безопасный тепловой режим защитных барьеров.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В работе решена актуальная задача, имеющая важное научное и практическое значение для обеспечения безопасности подземных атомно-энергетических объектов. Основные результаты выполненных исследований сводятся к следующему:

1. Изучены теплофизические процессы в реакторной выработке в условиях запроектной аварии на ПАС (на примере ВВЭР-440) и определены динамика и параметры тепловых воздействий на крепь и вмещающий массив. Установлено, что на начальной стадии аварии в локальной зоне реакторной выработки возможен импульсный (Дт<1 с) рост давления среды до 10 атм и температуры до 2000°С. Равновесное термодинамическое состояние выработки характеризуется максимальными значениями давления (6 атм) и температуры (200°С).

2. Установлено, что в условиях развития гипотетической аварии с плавлением активной зоны в течение 10 суток скальный массив является эффективным аккумулятором тепла, позволяющим принять и пассивно рассеять энергию остаточных тепловыделений.

3. На основе результатов исследований особенностей формирования теплового и термонапряженного состояния вмещающего массива при различных режимах эксплуатации ПАС показано, что:

- основным фактором, оказывающим влияние на формирование температурного поля в массиве при нормальной эксплуатации является продолжительность тепловых воздействий, особенно в первые 10-15 лет эксплуатации. Эксплуатация сопровождается снижением величины температурных градиентов в массиве и расширением зоны теплового влияния РУ, которое через 10-15 лет распространяется на расстояние порядка 80-100 м. При этом пространственное распределение температур в приконтурной зоне слабо зависит от тепло-физических свойств типичных скальных пород;

- размер зоны, подвергающейся влиянию РУ в условиях аварии, определяется продолжительностью теплового воздействия и практически не зависит от его интенсивности. В течение 1 суток тепловое состояние материалов изменяется в пределах зоны, ограниченной глубиной ~ 1 м, при увеличении продолжительности воздействия до 10 суток зона теплового влияния РУ расширяется до 4 м;

- тепловое состояние материалов в приконтурной зоне характеризуется существенной неоднородностью температурного поля. При этом основной перепад температур реализуется в слое глубиной ~1-2 м, максимальная величина температурного градиента в котором в зависимости от интенсивности аварийного теплового воздействия через 10 суток изменяется от 30 до 90 град/м;

- неучет влияния температурных зависимостей тепловых и упругих свойств типичных скальных пород в прогнозных расчетах может занижать уровень максимальных термонапряжений на 60-70%.

4. На примере скальных пород Кольского полуострова установлено, что в условиях аварии направленный сброс парогазовой смеси в расширительную выработку и обделка являются эффективными элементами пассивной системы "управления" тепловыми нагрузками на вмещающий массив. Оптимизация объема расширительной выработки и толщины обделки позволяет обеспечить несущую способность породы.

5. Впервые изучены особенности формирования теплового режима защитных барьеров при подземном захоронении высокоактивных отходов от объектов атомной энергетики Кольского региона в скальных породах на континентальной части Мурманской области:

- установлено, что негативное влияние теплового фактора обуславливается, в основном, неоднородностью температурного поля в ближней зоне хранилища;

- определены предельно-допустимые радиационные параметры высокоактивных РАО, при которых обеспечивается безопасный уровень тепловых воздействий и температурных градиентов в системе защитных барьеров.

В заключение автор считает своим долгом выразить благодарность научным руководителям Н.Н.Мельникову и Г.А.Шароварову за постоянное внимание и поддержку при выполнении работы; искреннюю и глубокую признательность автор выражает к.ф.-м.н. В.А.Наумову, фактически выполнявшему роль научного консультанта на всем протяжении работы над диссертацией, а также к.т.н. П.В.Амосову за плодотворное обсуждение основных результатов работы и за помощь

в освоении компьютерных программ и при выполнении численных расчетов. Автор благодарит также А.В.Наумова и к.т.н. М.А.Будаева, предоставивших разработанные ими математические программы для решения основных поставленных задач, д.т.н. В.П.Конухина за полезные советы и помощь в прохождении диссертационной работы, д.т.н. Э.В.Каспарьяна и к.т.н. В.А.Фокина за рекомендации и доброжелательную критику отдельных положений работы, к.т.н. Г.А.Ковалеву, предоставившую экспериментальные данные по скальным породам Кольского полуострова, и сотрудников Горного института КНЦ РАН, оказавшим помощь в оформлении диссертации.

Основные результаты и положения диссертации опубликованы в следующих работах:

1. Оценка теплового и термонапряженного состояния скального массива при эксплуатации подземных АС/ Мельников H.H., Наумов

B.А., Амосов П.В., Гусак С.А., Савушкин И.А., Наумов A.B. - В кн.: Использование подземного пространства страны для повышения безопасности ядерной энергетики/ Тезисы докладов и сообщений Международной конференции, Апатиты, 20-22 октября 1992 г. - Апатиты, Изд-BO КНЦ РАН, 1992, С.30-31.

2. Наумов В.А., Амосов П.В., Гусак С.А. Тепловое состояние защитных барьеров и горного массива при подземном захоронении радиоактивных отходов, образующихся при демонтаже АЭС с реактором ВВЭР-440. - Там же, с.77-78.

3. Наумов В.А., Амосов П.В., Гусак С.А. Анализ запроектной аварии на подземной ACT с реактором бассейнового типа. - В кн.: Использование подземного пространства страны для повышения безопасности ядерной энергетики/ Материалы Международной конференции, 20-22 октября 1992 г., г.Апатиты Мурманской области, в 3-х частях. Часть 2. Вопросы строительства и обеспечения безопасности подземных атомных станций. - Апатиты: Изд-во Кольского научного центра РАН, 1995, с.239-248.

4. Параметры тепловых воздействий на реакторную выработку при тяжелой внутренней аварии на подземной атомной станции с реактором водо-водяного типа / Наумов В.А., Амосов П.В., Гусак

C.А., Наумов A.B. - Там же, с.114-125.