автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Моделирование аварийных режимов реакторов типа ВВЭР

росс ийская академия наук Институт Проблем Безопасного Развития Атомной Энергетики

На правах рукописи

Носатов Владимир Николаевич

МОДЕЛИРОВАНИЕ АВАРИЙНЫХ РЕЖИМОВ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР

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

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва - 2005

Работа выполнена в Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.

Научный руководитель:

д.ф.-м.н. Арутюнян Рафаэль Варназович.

Официальные оппоненты:

Ведущая организация: Федеральное государственное унитарное предприятие «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И.Африкантова».

заседании диссертационного совета Д 002.070.01 при Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук по адресу: 115191, г. Москва, ул. Б.Тульская, д. 52.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Институте проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук.

Автореферат разослан « /Г» 2005 г.

д.ф.-м.н. Мелихов Олег Игоревич, к.т.н. Проклов Владимир Борисович.

Защита состоится

2005 г. в /¿Г-

на

Ученый секретарь диссертационного совета

к.т.н.

В.Е.Калантаров.

ш

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Одной из основных задач, стоящих перед атомной энергетикой на современном этапе развития, является повышение безопасности АЭС. В последние годы надзорные органы России пересмотрели требования по обеспечению безопасности АЭС, находящихся в стадии эксплуатации, а также в стадии проектирования. В соответствии с ПБЯ РУ АС при проектировании новых энергоблоков и продлении срока службы действующих, наряду с проектными авариями, необходимо рассматривать аварии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны.

Основным инструментом для выполнения анализа запроектных и тяжелых аварий являются тяжелоаварийные интегральные коды. Наиболее известными и хорошо зарекомендовавшими себя являются зарубежные коды MELCOR, RELAP/SCDAP, ICARE/CATHARE, ATHLET CD. В последние годы ведутся работы по созданию отечественного интегрального кода - РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Указанные коды предоставляют возможность сквозного моделирования тяжелых аварий на всех этапах протекания и характеризуются гибкостью архитектуры, которая позволяет моделировать конструктивные особенности РУ и энергоблока в целом.

Составной частью проводимого анализа аварий является расчётная модель реакторного блока. Степень полноты расчётной модели диктуется задачами проводимого анализа. Подобно моделям любых объектов, расчётная модель энергоблока должна быть верифицирована, то есть возможность её использования в заявленной области применения должна быть обоснована. Область применения модели энергоблока находится в непосредственной связи с моделями физических процессов, сопровождающих развитие тяжёлой аварии, и компьютерным кодом, в котором реализованы модели физических процессов. Иными словами, при создании модели энергоблока следует учитывать область применения конкретного компьютерного кода и моделей физических процессов, реализованных в коде. В итоге, достоверность расчётного моделирования в существенной степени зависит как от качества интегрального кода, так и от адекватности модели энергоблока.

Диссертационная работа посвящена моделированию запроектных и тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР и включает анализ возможностей и области применения «тяжелоаварийных» кодов; разработку расчетной модели энергоблока, отвечающей современному уровню понимания физических процессов, происходящих в ходе развития тяжелой аварии; верификацию этой модели с учётом важнейших особенностей реакторов ВВЭР и имеющегося экспериментального материала; анализ результатов моделирования протекания запроектных аварий на АЭС с РУ ВВЭР-1000. Все это определяет актуальность темы диссертации.

Целью работы является построение верифицированных расчетных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с использованием широкого набора экспериментальных данных, применение разработанной модели РУ ВВЭР-1000 для всестороннего анализа представительного спектра тяжёлых аварийных режимов энергоблока и выявление общих закономерностей их протекания. ——-

РОС. НАЦИОНАЛЬНАЯ

Защищаемые положения:

- разработанные комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, защитной оболочки (30), систем безопасности АЭС с учётом конструктивных и других особенностей, являющихся важными с точки зрения моделирования тяжёлых аварий;

- результаты верификации моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, моделей их важнейших функциональных элементов, а также моделей наиболее существенных физических процессов. Использованы данные, полученные в специализированных тестах, направленных на изучение отдельных физических явлений; на интегральных стендах, отражающих конструктивные и другие особенности энергоблоков с РУ ВВЭР; в переходных режимах работы реакторных установок типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440;

- результаты анализа представительного спектра тяжелых аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, полученные с использованием кода MELCOR-1.8.5 и охватывающие сценарии с истечением из первого контура различной величины, полной потерей теплоотвода, полной потерей электропитания, истечением из первого контура во второй. Результаты анализа включают в себя обобщённые и систематизированные параметры, характеризующие безопасность АЭС в аварийных ситуациях и оказывающие влияние на сохранение работоспособности барьеров безопасности, такие как: временные характеристики; степень повреждения активной зоны; масса образовавшегося водорода; данные по взаимодействию расплава с бетоном; относительные показатели выхода продуктов деления (ПД) в окружающую среду.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, предназначенные для анализа тяжелых аварий на всех этапах протекания и с учётом наиболее существенных физических процессов. Особое внимание уделено созданию моделей узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора (ПГ); гидрозатворов; дыхательного трубопровода; активной зоны (а.з.) с твэлами, расположенными в гексагональной матрице; TBC АРК (для ВВЭР-440). Отличительной особенностью представленных моделей является обоснование возможности их использования, путём проведения верификации на экспериментальном материале и анализа чувствительности результатов к изменению параметров модели.

2. По результатам верификации разработаны методические рекомендации для построения комплексной расчётной модели энергоблока с РУ ВВЭР; создания моделей отдельных узлов (клапанов, насосов), функционально обособленных элементов (а.з., ПГ и т.п.) и систем. Разработанные рекомендации могут быть использованы при создании расчётной модели для любого энергоблока с РУ ВВЭР.

3. Выполнен комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом радиоактивности в окружающую среду. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения а.з., по взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

Практическая ценность работы. В результате выполнения работы разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, а на их основе созданы универсальные наборы входных данных на языке кода МЕЬС(Ж-1.8.5 для расчетного моделирования широкого спектра тяжелых аварийных режимов на всех этапах развития. К настоящему времени комплексные расчётные модели и универсальные наборы входных данных использованы при выполнении следующих работ:

- расчетный анализ аварийных режимов с повреждением а.з. при проведении ВАБ 2-го уровня 1-го блока Калининской АЭС;

- углублённая оценка и обоснование безопасности 2-го блока Кольской АЭС;

- обоснование СОАИ для ВВЭР-1000 (В320) на базе 1 блока Волгодонской АЭС;

- создание банка данных системы поддержки принятия решений при авариях на объёктах ядерной энергетики, внедряемой в рамках Центра технической поддержки ИБРАЭ РАН Кризисного центра концерна "Росэнергоатом". Банк данных включает временные характеристики протекания тяжёлых аварий; степени повреждения а.з.; массы образовавшегося водорода; относительные показатели выхода ПД в окружающую среду.

Личный вклад автора состоит в следующем:

- разработка комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 и создание на их основе универсальных наборов входных данных на языке кода МЕЬС(Ж-1.8.5 для расчетного моделирования тяжёлых аварийных режимов на всех этапах развития;

- верификация расчётных моделей энергоблоков на реальных переходных режимах класса проектных аварий; моделирование интегральных и специализированных экспериментов, с целью верификации моделей соответствующих физических процессов и моделей узлов и функциональных элементов РУ, входящих в состав комплексной модели;

- проведение всестороннего анализа аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000 (В320), приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом ПД в окружающую среду, обобщение и систематизация полученных результатов;

- создание методических рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанных на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР.

Достоверность основных результатов и выводов базируется на использовании общепринятых методик и моделей, на сравнении результатов расчётов с экспериментальными данными и результатами

расчётов по другим кодам, на проведении анализа чувствительности получаемых результатов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на российских и международных научно-технических конференциях и семинарах:

- Российская конференция «Теплофизика-99», Обнинск, 1999;

- Sixth International Information Exchange Forum on "SAFETY ANALYSIS FOR NUCLEAR POWER PLANTS OF WER AND RBMK TYPES" (FORUM-6), Kyiv, UKRAINE, April 8- 12,2002;

- семинар: MELCOR training course. Using MELCOR-1.8.5 code for Kalinin NPP Unit 1 calculations. BNL, July 11 - August 9, 2002;

- ежегодные семинары в рамках работ по исследованию тяжёлых аварий CSARP (США, Вашингтон), 2002, 2003, 2004;

- ежегодные совещания МСАР (США, Альбукерк), 2002 и 2004 гг.

Результаты, включённые в диссертацию, частично получены в ходе выполнения Федеральной целевой программы «ЯДЕРНАЯ И РАДИАЦИОННАЯ БЕЗОПАСНОСТЬ РОССИИ» на 2000-2006 годы.

Публикации. По теме диссертации опубликовано 11 работ.

Структура и объём диссертации. Диссертация состоит из введения, трёх глав, заключения, списка литературы из 118 наименований и двух приложений. Общий объём работы 156 листов, включая 36 таблиц и 118 рисунков и графиков.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертационной работы, сформулированы её основные цели, новизна и практическая ценность.

Первая глава посвящена анализу конструктивных и других особенностей энергоблоков с РУ ВВЭР для верификации представленных в приложении моделей энергоблоков. В тех случаях, когда необходимые экспериментальные данные отсутствуют, выполнено исследование чувствительности интегральных результатов моделирования тяжёлых аварий к параметрам предложенных моделей для подтверждения устойчивости получаемых результатов и их соответствия современным представлениям о протекании тяжёлых аварий.

Наиболее известные и общепризнанные зарубежные «тяжелоаварийные» коды создавались для моделирования тяжёлых аварий на энергоблоках с реакторами западных типов: PWR, BWR. Эти коды отличаются гибкостью в отношении конструкции реактора и обладают хорошо развитыми средствами выбора и усовершенствования используемых моделей физических процессов.

Реакторы ВВЭР (ВВЭР-1000, ВВЭР-440) по своим конструктивным решениям, применяемым материалам, техническим параметрам и определяющим процессам и явлениям в ходе тяжелой аварии сходны с

реакторами типа РУУИ. Это позволяет говорить о возможности использования западных кодов для анализа процессов при тяжёлых авариях блоков с РУ ВВЭР. В то же время реакторы ВВЭР имеют ряд конструктивных отличий от реакторов а также различаются составом и свойствами используемых материалов:

- применение горизонтальных ПГ;

- применение выносного КД;

- наличие гидрозатворов на трубопроводах контура охлаждения и дыхательном трубопроводе КД;

- расположение твэлов а.з. в гексагональной решетке;

- применение конструкции ТВС-АРК в составе а.з. (ВВЭР-440);

- теплофизические и физико-химические свойства конструкционных материалов;

- нуклидный состав облучённого ядерного топлива;

- химический состав и физико-химические свойства бетона в ЗО.

На основании тщательного анализа физических процессов предложена модель горизонтального ПГ, которая отражает характер течения теплоносителя в нём для проектных и аварийных режимов. Важной особенностью ПГ является наличие контура естественной циркуляции (ЕЦ) в ПГ со стороны второго контура. Схематично расчётная модель ПГ РУ ВВЭР-1000 со стороны второго контура представлена на рис. 1.

_|пар_

Уровень воды

СУбЮ

Рис. 1. Расчётная модель ПГРУ с ВВЭР-1000.

Расчётный элемент СУ610 моделирует центральную часть ПГ с пучками теплообменных труб. Расчётный элемент СУ620 моделирует периферийную

часть ПГ, между кожухом теплообменных труб и корпусом. Расчётные элементы СУ610 и СУ620 связаны между собой и образуют контур ЕЦ. Требуемый расход ЕЦ в номинальном режиме определяется через кратность циркуляции, задаваемую в технических характеристиках. Соответствие значения проектной и расчётной кратности циркуляции получено подбором коэффициентов местного сопротивления. При моделировании аварийных режимов, в которых теплогидравлические процессы во втором контуре играют важную роль, расчётный элемент СУ610 должен быть разделён по высоте на 2-10 элементов. Расчётные элементы СУ 130, СУ 140, СУ150 моделируют трубные пучки ПГ. Количество таких элементов по длине и высоте трубных пучков зависит от особенностей выбранного интегрального компьютерного кода и должно быть определено в ходе верификационных расчётов. Расчётные модели реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, как правило, имеют три расчётных элемента по длине трубного пучка и три по высоте.

Верификация моделей горизонтальных ПГ; компенсатора давления (КД); контура охлаждения, с возможностью объединения отдельных петель, выполнена на экспериментальном материале, включающем:

- переходные режимы на 1-м блоке Калининской АЭС и 1-м, 2-м блоках

Кольской АЭС;

- эксперименты, проведённые на установках РМК-2 (Венгрия), РАСТЕЬ

(Финляндия), ИСБ-ВВЭР (Электрогорск).

Далее рассмотрены особенности моделирования гидрозатворов. В ряде аварийных режимов, особенно при низких скоростях течения теплоносителя, гидрозатворы препятствуют свободному протоку пара и образованию парового контура ЕЦ в реакторе. Это, в свою очередь, приводит к резкому ухудшению теплоотвода во второй контур, понижению уровня теплоносителя в а.з. и раннему оголению ее верхней части. Колебание уровня теплоносителя в гидрозатворе на поздней стадии тяжёлой аварии вызывает подтекание воды в нижнюю напорную камеру и улучшение теплоотвода от обломков а.з. на днище корпуса реактора. Велико влияние динамики изменения уровня в гидрозатворе на перенос и осаждение радиоактивной аэрозоли в контуре охлаждения.

В расчётных моделях реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440, предложенных в данной работе, гидрозатворы включают 3 расчётных элемента с выделением горизонтального и двух вертикальных участков. Адекватность модели гидрозатвора подтверждена проведением верификационных расчётов на экспериментальном материале, полученном на прототипах РУ ВВЭР-440: РМК-2, РАСТЕЬ, - а также в специализированных экспериментах по вытеснению гидрозатворов на установках ВТИ и ЕСТНСЖ (Франция).

Влияние типа решётки твэл на теплоперенос и гидродинамику в а.з. при необходимости может быть учтено через изменение коэффициентов в соответствующих корреляциях. Поскольку корреляции для конвективного теплопереноса в режимах течения теплоносителя, характерных для проектных режимов, в случаях квадратной и гексагональной решётки различаются несущественно, то основной интерес представляют режимы течения при запроектных авариях, включая барботажный режим в частично

осушенной а.з. и повторный залив разогретых твэл. Для верификации теплогидравлической модели а.з. РУ с ВВЭР в работе использованы опытные данные, полученные на 37-стержневой модели TBC ВВЭР (ФЭИ) при моделировании повторного залива а.з. снизу, и данные интегральных экспериментов на установке ИСБ-ВВЭР.

После осушения а.з. тип решётки влияет на процессы радиационного теплообмена, процессы релокации и окисления реакторных материалов. В ходе работы, для учёта влияние типа решётки на радиационный теплообмен в представленных расчётных моделях РУ, получены угловые коэффициенты излучения для пар расчётных элементов, соответствующих конкретной конструкции и составу а.з. Различия, возникающие для двух типов решётки в процессе блокирования проходного сечения а.з стекающим расплавом и окисления этого расплава, графически демонстрируются на рис. 2. В работе также получены корреляции для расчёта площади контакта жидких струй с парогазовой средой и доли блокирования канала для гексагональной решетки в а.з. при её деградации. Верификация модели TBC реакторов типа ВВЭР на поздней стадии аварии выполнена по опытным данным, полученным в Карлсруэ на установке CORA (тесты CORA-Wl, CORA-W2).

А в

гексагональной решетки твэл.

Рассмотрено влияние нуклидного и химического состава ПД в облучённом ядерном топливе реакторов с ВВЭР на физические процессы при развитии тяжёлых аварий и необходимость верификации моделей этих физических процессов. Результаты верификации позволяют выработать рекомендации по созданию таких комплексных расчётных моделей РУ с ВВЭР и их отдельных узлов, которые в максимальной степени отражают особенности этих реакторов в части поведения ПД.

Выполненный сравнительный анализ состава ПД реакторов PWR (ANS) и ВВЭР* показал, что различие удельных массовых значений мощностей остаточного тепловыделения не превышает 10-12%. Вместе с тем, вклад отдельных нуклидов и групп химических элементов, сходных по своим физико-химическим свойствам, в суммарную мощность остаточного тепловыделения для двух типов реакторов может отличаться достаточно сильно. В целом для реакторов типа ВВЭР, это приводит к увеличению

Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983.

доли мощности остаточного тепловыделения от газообразных и относительно более летучих химических элементов и, в случае развития тяжёлой аварии, более интенсивному «выходу» этой мощности из топливной матрицы в контур циркуляции и далее за его пределы.

Верификация модели выхода ПД из твердого топлива в аварийных режимах выполнена по тем тестам серий HI VI и VERCORS, которые в наибольшей степени соответствуют начальному составу а.з. реакторов с ВВЭР. Верификация модели переноса и осаждения ПД в первом контуре и 30 при тяжёлых авариях ядерных реакторов выполнена на основе данных, полученных на установках FALCON (Франция) и Batelle (Германия).

Для верификации моделей термо-химического взаимодействия кориума и бетона на этапе тяжёлой аварии после отказа днища корпуса реактора предложены опытные данные, полученные в эксперименте L4 в рамках программы АСЕ MCCI и крупномасштабном эксперименте BETA V7.1. В названных тестах использован серпентинитный и строительный бетон, близкий по химическому составу и физико-химическим свойствам к бетонам в шахте ЗО РУ ВВЭР.

В заключение главы представлен анализ особенностей моделирования конструкции ТВС-АРК в составе а.з. реактора ВВЭР-440 при тяжёлой аварии. В процессе аварии ТВС-АРК располагаются в области днища шахты реактора - ниже опорной плиты а.з., а поглощающие стержни над ними. Это приводит к возможности химического взаимодействия материалов твэл с материалом поглотителя в иной последовательности, чем в реакторах PWR и возникновению отличных сценариев разрушения а.з. Выполнен расчётный анализ аварии реактора ВВЭР-440 на стадии деградации а.з.

Во второй главе представлено обоснование комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Теоретически модель энергоблока может бьггь полностью или частично использована для расчётов с использованием любого интегрального тяжелоаварийного кода. На практике это не совсем справедливо. Каждый код имеет свои особенности, структуру входного языка, требуемую детальность разбиения на расчётные элементы, границы применения. Это вызывает необходимость адаптации модели РУ «под конкретный код». Таким образом, обоснование комплексной расчётной модели может бьггь выполнено только в приложении к конкретному коду. В данной работе в качестве такового принят MELCOR-1.S.5, предназначенный для моделирования развития аварий с тяжелым повреждением а.з. на АЭС с водо-водяными реакторами типа PWR и BWR. Код позволяет моделировать широкий спектр процессов и явлений, имеющих место при тяжелых авариях, с учетом влияния мер управления аварией.

Обоснование комплексных расчётных моделей энергоблоков выполнено путем проведения верификационных расчётов по коду MELCOR-1.8.5:

- проектных переходных режимов на АЭС с ВВЭР;

- интегральных и специализированных экспериментов, выполненных на стендах, отражающих конструктивные и другие особенности энергоблоков с РУ ВВЭР и основные физические процессы при тяжёлых авариях реакторов ВВЭР;

- исследованием чувствительности важнейших интегральных результатов тяжелой аварии (времена основных событий, количество образовавшегося водорода и др.) к детальности и способам нодализации а.з. Верификация тепловой и гидравлической части из состава предложенных интегральных моделей РУ выполнена в ходе расчётов проектных переходных режимов, имевших место на АЭС с ВВЭР.

Рассмотренный переходной режим на 1-м блоке Калининской АЭС был инициирован уменьшением расхода питательной воды в 4-й ПГ. Режим сопровождался отказом блокировки срабатывания АЗ-1 по сигналу отключения одного ГЦН. В результате, при снижении уровня в 4-м ПГ на 1600 мм, имело место ложное срабатывание АЗ-1.

Сопоставление данных для переходного режима с результатами расчётного моделирования позволяет подтвердить корректность использования для РУ ВВЭР модели с объединением неаварийных петель охлаждения, верифицировать модели горизонтальных ПГ, гидрозатворов контура охлаждения, выносного КД, ГЦН и системы питательной воды. Так в представленном расчёте давление в аварийном ПГ-4 полностью соответствуют опытным данным. Приведённое на рис. 3 расчётное значение уровня воды в аварийном ПГ также хорошо согласуется с опытными данным. Незначительное занижение имеет место после 500 секунд процесса -момента возобновления кипения в ПГ-4. Расчётные теплотехнические параметры первого контура, в целом, хорошо согласуются с измеренными результатами (рис. 4, рис. 5). Наибольшие расхождения с измеренными данными среди параметров первого контура имеет температура на входе во 2-ю петлю (см. рис. 5). Причина, вызывающая расхождение, заключается в несимметричности расположения выходных и входных патрубков реактора и объединении неаварийных петель в расчётной модели. Вместе с тем, данное расхождение не оказывает влияния на интегральные теплотехнические параметры РУ. Это подтвердили и дополнительные расчёты по исследованию чувствительности результатов, выполненные с использованием расчётной схемы контура охлаждения в виде четырех независимых петель.

з.о

в Огытные данные

0.5

0.0

О

200

400

600

800

Время, с

Рис. 3. Уровень воды в аварийном ПГ-4.

При анализе переходного процесса с потерей электропитания шести ГЦН на 3-м энергоблоке Кольской АЭС продемонстрировано хорошее воспроизведение стационарного состояния. Отклонения не превышают допустимых пределов и во многих случаях находятся в пределах ошибок измерений. Показана хорошая сопоставимость расчетных и измеренных данных для всех параметров переходного режима. Уточнение модели горизонтального ПГ позволило значительно улучшить описание изменения уровня в нем. Максимальное расхождение не превышает 20 мм, а кривые демонстрируют хорошее качественное согласие с результатами измерений. В номинальном режиме РУ вклад ЕЦ не превышает нескольких процентов и течение теплоносителя определяется характеристикой насоса и суммарным гидравлическим сопротивлением контура. Правильность выбора этих величин подтверждена совпадением всех параметров в момент, предшествующий началу аварии. В режиме ЕЦ были подтверждены возможность её моделирования кодом МЕЬСОЯ и адекватность представленной модели контура охлаждения РУ с ВВЭР-440.

По результатам анализа переходного процесса, вызванного прекращением подачи питательной воды в ПГ-2 на 4-м энергоблоке Кольской АЭС, показано что:

- представленная модель позволяет выполнять расчётный анализ аварийных режимов РУ с ВВЭР-440 с нарушением работы ПГ и адекватно отражает теплогидравлические процессы в первом контуре;

- улучшение описания теплогидравлических характеристик достигается за счет выбора такой модели и расчётной схемы, которая отражает особенности реакторов типа ВВЭР. При этом не требуется изменения корреляций для гидродинамики и теплопередачи, используемых в коде MELCOR;

- показано, что модель ПГ со стороны второго контура должна содержать не менее двух-трех расчётных элементов, образующих контур циркуляции.

Верификация теплогидравлических моделей горизонтального ПГ, гидрозатворов и выносного КД в режимах: с малой течью теплоносителя и отказом системы впрыска высокого давления (САОЗ ВД); со срабатыванием гидроаккумуляторов; с работой "продувки и подпитки ПГ" по второму контуру; с однофазной и двухфазной естественной циркуляцией теплоносителя; в паро-конденсатном режиме с выходом пара из модели а.з., его конденсацией в ПГ и возвратом конденсата в модель реактора; с частичным осушением а.з. - выполнена по данным экспериментов на установках РМК-2 и PACTEL, представляющих собой модели реактора ВВЭР-440 в объёмном масштабе, соответственно 1:2070 и 1:305.

В результате расчета получено хорошее согласие с экспериментом по основным интегральным параметрам: давлению, температурам, уровням теплоносителя в течение всего времени режимов. Удовлетворительно предсказана последовательность основных событий (работы систем) в процессе обоих экспериментов. Получено реалистичное описание частичного осушения TBC, перегрева твэлов и повторного залива TBC после подключения САОЗ низкого давления. Используемые модели горизонтального ПГ и гидрозатворов ГЦТ позволяют адекватно воспроизводить основные теплогидравлические характеристики режимов двухфазной ЕЦ и паро-конденсатного режима. Во втором расчёте, в области паросодержаний 0.3-0.5, наблюдается некоторое завышение расхода ЕЦ, что, видимо, объясняется неполнотой моделей кипения жидкости и течения теплоносителя, заложенных в коде. Модель КД в целом позволяет воспроизвести его повторное заполнение после дренирования, хотя и с некоторой избыточностью. Правильно предсказано осушение и перегрев а.з. после дренирования. Показано существенное влияние на получаемые результаты, в частности, на момент начала осушения экспериментальной сборки, параметров использованной модели гидрозатворов и ПГ.

Аналогичные выводы относительно теплогидравлической части предложенных интегральных моделей РУ с ВВЭР следуют из представленных результатов расчётного моделирования интегральных тестов СПБ-1, СПБ-2, СПБ-3, проведённых на установке ИСБ-ВВЭР (модель реактора ВВЭР-1000).

Представленные далее результаты расчётного моделирования процесса повторного залива снизу 37-стержневой сборки твэл (установка ФЭИ) удовлетворительно согласуются с опытными данными, таким образом

подтверждая предложенную теплогидравлическую модель а.з. и возможность использования кода МЕЬСОЯ для моделирования поведения зоны с гексагональным расположением твэл в подобных режимах. Верно отражена динамика разогрева осушенной сборки. Основные различия получены для поведения температур оболочек имитаторов в верхней части сборки. Сопоставление расчётной и экспериментальной скорости охлаждения имитаторов твэл показано на рис. 6, а сопоставление времен смачивания для всех высотных отметок - на рис. 7.

1000 —

о 100 юс эос »оо 'ос ам мо «с

Врмм t Время с

Рис. 6. Температура оболочки Рис. 7 Положение фронта

имитаторов твэл на высоте смачивания.

2200 мм.

Анализа процессов в а.з. реакторов типа ВВЭР в условиях её тяжёлого повреждения выполнен на базе данных эксперимента CORA-W2. Получена хорошая согласованность температур во всех сечениях экспериментальной сборки с экспериментальными данными. Интегральное количество водорода, полученное в расчете, совпадает с экспериментальным.

Расчётный анализ выхода ПД из твердого топлива при тяжёлых аварийных режимах реакторов выполнен с использованием экспериментальных данных, полученных для высокотемпературных отжиговых тестов серий HI-VI и VERCORS, охватывающих режимы с различным выгоранием топлива, составом окружающей среды и скоростью разогрева образцов. В целом предсказанные в расчётах полные выходы и значения скоростей выхода ПД качественно и в ряде случаев количественно согласуются с экспериментальными данными для основных летучих ПД. В большинстве расчетов наилучшие оценки выхода ПД дала наиболее простая из возможных моделей - CORSOR, которая и рекомендована к использованию в моделях блоков с РУ ВВЭР.

Расчётный анализ переноса и осаждения ПД в первом контуре и ЗО при тяжёлых авариях ядерных реакторов выполнен по данным, полученным на установке FALCON. Экспериментальная установка включала в себя: модель реактора с размещенными в нём образцами твэл; модель аварийной петли

контура циркуляции, выполненную из керамики (термоградиентная труба); модель ЗО. Вдоль наружной поверхности термоградиентной трубы имелся профилированный нагрев. Максимальная температура внутренней поверхности трубы достигала 1300 К, и максимальный перепад температуры вдоль трубы -1000 К Схема экспериментальной установки показана на рис. 8.

Подача проб газа

Эксперимент включал в себя разогрев пучка топливных образцов и образцов поглотителя в среде паро-гелиевой атмосферы, содержащей борную кислоту. Пар с раствором борной кислоты и гелий подавались в основной керамический сосуд. Исследовалось поведение ПД, вышедших из топлива.

В результате проведённого анализа получена хорошая сопоставимость с экспериментальными данными для ПД всех классов химических элементов: летучих (Се, I, Те, Ва) и низколетучих (и, 2л, Мо, А§). Результаты, полученные для масс ПД, осаждённых в различных частях экспериментальной установки, демонстрируют качественное и количественное согласие с экспериментом. На рис. 9 показаны массы Сб, осаждённые на различных участках экспериментальной установки. Номера участков соответствуют: 1 - основной сосуд; 2 - термоградиентная труба; 3 - стальная труба; 4 - модель ЗО; 5 - фильтры на выходе из модели ЗО. Для плотности осаждения по длине термоградиентной трубы получено качественное согласие с экспериментом, заключающееся в воспроизведении характера изменения величины в местах перепада диаметра трубы, достижения температуры конденсации ПД и начала конденсации пара. На рис. 10 показаны профили осаждения Сб вдоль термоградиентной трубы.

Важным итогом проведённого анализа является подтверждение устойчивости результатов моделирования к детальности расчётной схемы применяемой модели. При создании комплексных моделей энергоблоков рекомендовано применять относительно крупные расчётные элементы, представляющие собой функциональные узлы, обособленные элементы и отдельные помещения. Размер моделируемого аэрозоля целесообразно ограничить диапазоном 0.1-10 мкм.

1 2 3 4 5

Номер участка для осаждения продуктов деления

Рис. 9. Масса в различных частях установки в конце эксперимента.

1 вЕ-Ов

1 4Е-06

I 12Е-06

| 1ОЕ-Ов i

| вое-о7 § в0Е-07 с 4 ОЕ-07

2 0Е-07

ООЕ-ЮО

ООО 010 020 030 040 OSO

Расстояние от аымэда из основного сосуда, и

Рмс. /0. Профиль плотности осаждения Cs вдоль термоградиентной трубы.

Выполненный расчётный анализ эксперимента VANAM МЗ, проведенного на установке Battelle Eschborn, был полностью ориентирован на исследование теплогидравлики и поведения аэрозоля ПД в ЗО. Эксперимент воспроизводит основные периоды аварии с плавлением а.з. реактора. К числу основных задач относится исследование следующих физических явлений:

- стратификации атмосферы и её перемешивания в результате возникновения ЕЦ;

- распространения и осаждения аэрозоля в условиях сложной составной геометрии ЗО;

- конденсации на стенках, объемной конденсации и конденсации на

аэрозолях;

- поведения гигроскопичных компонентов аэрозоля.

Получено хорошее соответствие результатов расчётного моделирования с экспериментальными данными на всем протяжении эксперимента во всех помещениях. Следует отметить точное воспроизведение максимальных значений концентрации аэрозоля в период его выхода из топлива и удовлетворительное согласие интенсивности осаждения после прекращения впрыска (см. рис. 11). При создании комплексных моделей энергоблоков показана необходимость связывания структур, моделирующих стены и пол в различных помещениях, в единую сеть. Указанные сети позволяют моделировать перетекание плёнки конденсата между различными структурами. Установлено, что для моделирования динамики теплотехнических параметров в ЗО, присущих тяжёлым авариям, при теплофизических свойствах бетона требуется свыше 10-12 расчётных узлов по толщине стены.

Время, час

Рис. 11. Концентрация аэрозоли ЫАОН в помещении, моделирующем бокс ПГ.

Верификация моделей термо-химического взаимодействия кориума и бетона выполнена по данным, полученным в экспериментах АСЕ Ь4 и ВЕТА У7.1. Особенность этих экспериментов состояла в том, что конструкция была изготовлена из бетонов, применяемых в российских реакторах типа ВВЭР. При этом были получены удовлетворительные результаты по всем основным параметрам. Для интегрального выход водорода получена небольшая переоценка в сравнении с экспериментальными данными в момент плавления бетон-металлической вставки.

В конце главы выполнено исследование чувствительности важнейших интегральных параметров тяжелой аварии (времена основных событий, масса образовавшегося водорода, доля расплавления а.з.) к детальности и принципам построения расчётной схемы в области а.з. Проведен сравнительный анализ результатов тяжелой аварии реактора ВВЭР-1000,

выполненный для расчетных схем с различной детальностью в радиальном и аксиальном измерении и различным числом расчётных элементов, моделирующих гидродинамику в а.з. На основе этого сравнения показана устойчивость получаемых результатов к изменению расчётной схемы. Применительно к размерам и энергонапряженности а.з., конструкции TBC реактора ВВЭР-1000 выполнено обоснование минимально необходимой детальности расчётной схемы, позволяющей адекватно воспроизводить все физические процессы в ходе деградации а.з.; показана необходимость включения в область возможного плавления и релокаций (пакет COR) конструктивных элементов, смежных с а.з., таких как отражатели, выгородка, обечайка шахты реактора, блок защитных труб. Рекомендовано в расчётных схемах а.з. применять не менее 4-х расчётных элементов в радиальном направлении и 10-ти в аксиальном.

В третьей главе выполнен всесторонний анализ тяжёлых аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000 (В-320), проведено обобщение полученных результатов и выявлены общие закономерности протекания аварий. Перечень рассмотренных сценариев включает основные типы аварий: истечение из первого контура различной величины; течь из первого контура во второй с отказом к закрытию БРУ-А аварийной петли; полное обесточивание АЭС; полная потеря теплоотвода от первого контура в течение длительного времени. При анализе уделялось внимание основным физическим процессам при тяжёлой аварии и последствиям их протекания: радиационным, теплотехническим, химическим, механическим. В качестве основных интегральных результатов аварийных режимов приняты следующие показатели: интегральная наработка водорода на внутрикорпусной стадии аварии и состав атмосферы в ЗО; доля разрушения а.з. и ВКУ; состав материалов, истекающих в бетонную шахту реактора; выход ПД в ЗО и окружающую среду; моменты определяющих событий -начало осушения а.з., начало пароциркониевой реакции, отказ днища корпуса реактора и начало поступления кориума в шахту реактора.

В начале главы рассмотрены аварии с истечением из первого контура во второй, вызванные разрывом коллектора или трубчатки ПГ. Размер течи ограничен размерами конструктивных элементов ПГ и не превышает 100 мм. При наличии дополнительных отказов систем безопасности РУ авария перерастает в тяжелую стадию. Отличительной особенностью подобных аварий является возможность истечения теплоносителя первого контура и выход ПД в окружающую среду, минуя ЗО. Следствием этого является высокий относительный выход ПД, в сравнении с другими авариями.

Далее анализируются тяжёлые аварии, инициированные нарушением теплоотвода от реактора, в том числе полной потерей электропитания. Подобные аварии могут возникнуть вследствие относительно небольшого числа отказов и относятся к наиболее продолжительным. Начальная стадия аварии протекает без истечения из первого контура. Далее, вследствие увеличения параметров в контуре охлаждения, происходит открытие ПК КД, и развитие аварии сходно с авариями типа «средняя течь в верхней части 1 контура».

В аварии, вызванной разрывом главного парового коллектора и отказом системы расхолаживания 1 контура, отсутствие теплоотвода от первого

контура вызывает повышение давления и последующее срабатывание ПК КД на 3300 секунде. Пароводяная смесь сбрасывается в барботёр Барботёр рассчитан на кратковременную работу и через -2000 с давление в нём повышается до значения разрыва предохранительной мембраны - 0.76 МПа. Истечение из первого контура приводит к частичному осушению а.з и росту температуры пара на выходе а.з. По температурному критерию включается система аварийного газоудаления По сигналу снижения уровня теплоносителя в КД включается САОЗ ВД и начинается подача охлаждающей воды в реактор. После снижения давления в реакторе до 2.1 МПа подача воды переключается с САОЗ ВД на САОЗ НД. Вода подаётся из специальных баков запаса борированной воды, а после их опорожнения из бака-приямка. Повышение давления в ЗО (см. рис. 12) приводит к запуску спринклерной системы и подаче воды к форсункам в верхней части реакторного зала. Охлаждение воды, подаваемой из бака-приямка, невозможно из-за отказа системы расхолаживания 1 контура. В результате этого происходит постепенный разогрев воды в баке-приямке и рост давления в ЗО. Через 72 часа аварии, после повышения давления до 0.5 МПа, постулируется нарушение герметичности ЗО. Начинается невосполнимая потеря теплоносителя из системы реактор-ЗО. При этом происходит отключение насосов спринклерной системы и САОЗ НД из-за их кавитации. Прекращается подача охлаждающей воды в реактор, и авария перерастает в тяжелую стадию. В рассмотренной аварии суммарное количество водорода, образовавшегося в а.з. в результате реакций окисления металлов, составляет -583 кг. Из них более 430 кг получено в результате окисления Ъх. Время аварии до отказа днища составило около 87 часов.

При выборе сценариев тяжелых аварий с истечением из первого контура автор исходил из необходимости рассмотреть наиболее представительные из них, качественно характеризующие целые классы аварий. В анализе проектных аварий принято выделять аварии типа «большая течь», «средняя течь», «малая течь». В случае тяжёлых аварий нет чёткой границы для

классов аварий в зависимости от величины течи. Между тем, размер течи существенно влияет на протекание тяжёлой аварии.

Для тяжёлой аварии, исходным событием которой является истечение из первого контура типа «большая течь», характерен короткий период времени до начала осушения а.з. Следствием этого является высокий уровень остаточного тепловыделения, короткий интервал времени до разгерметизации твэл, до начала пароциркониевой реакции и до проплавления днища корпуса реактора. Область высоких температур в корпусе реактора не так велика, как для медленных аварий. Соответственно, аварии характеризуются минимальными значениями массы образовавшегося водорода и массы кориума на днище реактора. Раннее появление кориума в шахте реактора приводит к существенно большей скорости разложения бетона и интенсивности генерации газов. Из сказанного выше можно заключить, что подобные аварии относятся к наиболее тяжёлым с точки зрения динамики развития.

В тяжёлых авариях, возникающих вследствие «малой течи» и «средней течи» из первого контура, стадия осушения и разогрева а.з. начинается позднее. К этому времени мощность остаточного тепловыделения существенно снижается. Вследствие этого происходит более медленное оплавление элементов а.з. с высокой вероятностью образования блокировок проходного сечения в а.з. Вероятным представляется сценарий, при котором до проплавления нижней опорной плиты произойдёт проплавление труб в районе выгородки и стекание расплава через периферийную область а.з. на днище корпуса реактора. Образование блокад в а.з. увеличивает время релокации её материалов на днище корпуса реактора. В то же время область высоких температур в корпусе реактора может существенно увеличиться. Подобные аварии отличаются повышенным значением массы образовавшегося водорода и массы стали на днище реактора, а после его отказа - в бетонной шахте реактора. Из-за большой продолжительности внутрикорпусной стадии аварии, при которой топливо находится в расплавленном или существенно перегретом состоянии, возрастает выход низколетучих ПД из топлива, в сравнении с быстротекущими авариями. Это же относится и к авариям типа «средняя течь», для которых, в дополнение к повышенному выходу из топлива, наблюдается более интенсивный вынос аэрозоля из первого контура.

Другим важным фактором, определяющим развитие тяжёлой аварии с истечением из первого контура, является место истечения. В общем случае развитие аварии зависит от конкретного месторасположения течи. Однако в большинстве случаев достаточным является следующая классификация: истечение из холодной ветки ГЦТ и истечение из горячей ветки ГЦТ.

На основе приведённых выше соображений был отобран ряд сценариев тяжёлых аварийных режимов с истечением из первого контура и выполнен их анализ. Величина течи изменялась от 25 до 850 мм, с учётом размеров трубопроводов первого контура РУ ВВЭР-1000. Попарно рассмотрены сценарии с расположением течи на горячей и холодной ветке ГЦТ. Во всех авариях постулируется отказ активной части САОЗ, проектная негерметичность 30 составляла 1.0 % полного объёма в течение суток при давлении в 30, равном 5.0Е5 Па. Для наилучшего понимания полученных

результатов основные параметры аварий представлены в Таблице 1 и приведён их сравнительный анализ.

Таблица 1. Основные интегральные параметры аварий с истечением из первого контура.

Параметр Тип аварии

Д850' Д346/ дзоо Д60 Д25 Течь во 2 к.®

Интегральная наработка водорода на внутриреакторной стадии, кг. 330/326 335/258 441/363 811/515 464

Отношение суммарных масс пара и воды, истекающих из 1-го контура. 0.16/0.13 0.20/0.13 2.2/1.3 2.4/2.0 0.36

Относительная утечка кислорода из ЗО к моменту отказа днища, %. 0.053/0.039 0 050/0.037 0.26/0.21 0.30/0.23 -

Начало осушения а.з, с. 780/220 1640/560 24740/20640 29240/28720 7800

Начало генерации водорода, с. 1200/230 2500/960 27680/23320 32200/30300 12300

Полное осушение а.з., с. 1220/980 3460/1000 30700/27580 40140/34500 16000

Отказ днища и начало выхода материалов а.з в ЗО, с. 8040/5940 8650/7211 41820/36350 48800/45500 21900

Из данных, приведённых в таблице, видно, что период времени до отказа днища корпуса реактора, вследствие его нагрева и пластической деформации, слабо зависит от размера и расположения течи вплоть до границы аварии типа «большая течь». Для аварий типа «средняя течь» и «малая течь» время до отказа днища возрастает по мере уменьшения размера течи. При этом, в случае течи из горячей ветки, эта зависимость выражена сильнее. Результат объясняется двумя основными причинами: величиной начального водяного выброса из реактора и, в меньшей степени, скоростями плавления, разрушения а.з. и поступления материалов в нижнюю камеру реактора. Для аварий типа «большая течь» этот выброс слабо зависит от размера течи. В авариях с меньшим размером течи начальный выброс воды уменьшается по мере уменьшения размера течи и увеличения высоты её расположения. Соотношение между начальным выбросом воды и суммарной величиной последующего парового истечения в рассмотренных авариях оценивалось по отношению суммарных масс пара и воды, истекающих из 1-го контура,

* Значения для аварии с истечением из горячей ветки/из холодной ветки ГЦТ. ® Авария с истечением из первого контура во второй (Д100), отказом активной части САОЗ и непосадкой БРУ-А аварийной петли.

которое представлено в Таблице 1. Можно видеть, что при истечениях малого размера основная часть тепла уносится из реактора истекающим паром. При авариях с истечением большого размера, в особенности в нижней части 1 -го контура, преобладает унос тепла истекающей водой. В этом случае продолжительность осушения реактора существенно меньше. Такие результаты позволяют сделать вывод о низкой эффективности имеющихся в составе РУ гидроемкостей САОЗ для уменьшения последствий тяжелых аварий в сценариях с шалой течью» и об отсутствии влияния их работы для сценариев с «большой течью». При этом отметим, что основным назначением гидроёмкостей является работа при проектных авариях.

Суммарная масса водорода, полученного на стадии внутрикорпусного окисления металлов, ведёт себя сходным образом. Для аварий с поздним осушением а.з. наблюдается максимальный выход водорода, который снижается по мере перехода к быстротекущим авариям. И для аварий типа «большая течь» количество водорода меняется слабо. Основной выход водорода (до 90%) наблюдается на стадии окисления неразрушенных твэл. После их разрушения окисление резко замедляется из-за уменьшения площади взаимодействия циркония с паром и из-за ухудшения условий доступа пара. Выход водорода в результате окисления стальных конструкций характеризуется интенсивностью, меньшей в 5-10 раз, чем от окисления циркония. С известной точностью можно утверждать, что количество образовавшегося водорода пропорционально времени от начала окисления оболочек твэл до их разрушения. В авариях типа «большая течь», характеризующихся ранним осушением а.з., мощность остаточного тепловыделения в этот период существенно выше, чем в период осушения а.з для аварий типа «малая течь». Например, для аварии с истечением Д346 на горячей ветке мощность остаточного тепловыделения в момент начала окисления оболочек твэл превышает аналогичный показатель для аварии Д60 на горячей ветке в 2.6 раза. В результате для аварии Д60 время до разрушения твэл в несколько раз больше. Выше и доля окисления оболочек. Влияние на суммарный выход водорода оказывает характер перемещения материалов разрушенных элементов а.з.: блокирование проходных сечений TBC, стратификация расплавленных материалов и т.д. Перемещение топлива в область выгородки приводит к увеличению выхода водорода от окисления стали. Именно этим объясняется некоторое различие в суммарном выходе водорода для аварий типа «большая течь», несмотря на незначительное различие времён начала окисления оболочек твэл.

Оценка выхода ПД в окружающую среду во многих случаях является конечным результатом моделирования тяжёлых аварий. Физико-химические свойства ПД очень разнообразны, однако по своему фазовому состоянию в процессе тяжёлой аварии химические классы ПД можно разделить на три группы:

- инертные газы (в MELCOR класс 1);

- ПД с относительно низким значением температуры кипения, присутствующие в исследуемом диапазоне температуры среды в реакторе как в виде газа, так и в виде аэрозоля, - классы щелочных элементов (2), щелочноземельных (3), галогенов (4), халкогенидов (5), Csl (16);

- тугоплавкие ПД, присутствующие в основном в виде аэрозоля.

Соответственно, факторы и физические процессы, определяющие поведение трёх названных групп ПД различаются. В Таблице 2 приведены относительные выходы ПД от начальной наработки в помещения контура герметизации и в окружающую среду в рассмотренных сценариях к моменту времени соответствующему отказу днища корпуса реактора. Относительный выход инертных газов в окружающую среду к моменту отказа днища корпуса реактора возрастает по мере уменьшения диаметра течи и для аварий с истечением из горячей ветки превышает значение для аналогичной течи из холодной ветки.

Анализ результатов моделирования аварийных режимов показал, что выход ПД класса 1 из топлива в атмосферу первого контура на внутрикорпусной стадии аварии составляет более 75%. В таких условиях основными факторами, определяющими количество газообразных ПД, вышедших в окружающую среду, являются продолжительность выхода и давление в 30. Давление в ЗО в период истечения ПД меняется, и усреднённое по данному периоду значение косвенно может быть оценено через утечку постоянной среды из ЗО, например, кислорода (см. Таблица 1). Легко заметить корреляцию утечки газообразных ПД и кислорода.

Таблица 2. Относительный выход ПД при различных авариях (от начальной наработки).

Класс радионуклидов Тип аварии

Д850 Д346/Д300 Дбо Д25 Течь во 2 к.

В помещения контура герметизации (30)

Газы (Кл. 1). 7.8Б-1/7.1Е-1 8.0Е-1/7.4Е-1 9.3Е-1/7.8Е-1 9.5Е-1/9.4Е-1 0

Щелочные (Кл. 2), в т.ч. из Св1. 7.3Е-1/2.9Е-1 7.1 Е-1/3.ОЕ-1 9.2Е-1/4.5Е-1 4.4Е-1/1.9Е-1 0

Щелочнозем ельные ГКл. 3). 2.5Е-3/4.5Е-4 7.7Е-3/4.9Е-4 5.6Е-3/1.6Е-3 3.0Е-3/1.4Е-3 0

Галогены (Кл. 4), в т.ч. из Сб1. 6.6Е-1/2.5Е-1 6.3Е-1/2.7Е-1 9.2Е-1/4.0Е-1 4.4Е-1/2.2Е-1 0

Халкогениды (Кл. 5). 4.2Е-1/1.9Е-1 5.2Е-1/2.1Е-1 8.6Е-1/3.6Е-1 4.5Е-1/2.2Е-1 0

Платиноиды (Кл. 6) 3.0Е-7/1.0Е-7 2.8Е-6/1.1Е-7 4.6Е-7/1.2Е-7 2.1Е-7/9.1Е-8 0

Переходные элементы (Кл. 7). 1.5Е-4/4.1Е-5 2.2Е-4/4.5Е-5 4.4Е-4/1.3Е-5 2.6Е-4/8.8Е-5 0

Четырёхвале нтные (Кл. 8). 6.4Е-8/3.8Е-8 9.3Е-7/4.1Е-8 6.0Е-8/1.3Е-8 2.3Е-8/1.1Е-8 0

Трёхвалентные (Кл. 9). 1.9Е-5/5.4Е-6 1.4Е-4/5.9Е-6 3.0Е-5/8.1Е-6 1.4Е-5/5.9Е-6 0

Уран (Кл. 10). 1.8Е-5/6.6Е-6 1.4Е-4/7.1Е-6 3.0Е-5/7.0Е-6 1.7Е-5/4.8Е-6 0

Класс радионуклидов Тип аварии

Д850 Д346/Д300 Дбо Д25 Течь во 2 к.

В окружающую среду

Газы (Кл. 1). 2.6Е-4/1.2Е-4 2.5Е-4/1.6Е-4 7.9Е-4/5.5Е-4 1.1Е-3/7.5Е-4 7.7Е-1

Щелочные (Кл. 2), в т.ч. из С$1. 1.8Е-4/5.4Е-5 1.8Е-4/6.4Е-5 4.9Е-4/2.3Е-4 2.3Е-4/7.6Е-5 5.3Е-1

Щелочноземельные [Кл. 3). 2.7Е-7/6.2Е-8 1.2Е-6/7.1Е-8 2 2Е-6/7.2Е-7 7.2Е-7/4.5Е-7 1.3Е-3

Галогены (Кл. 4), в т.ч. из СбГ 1.6Е-4/4.9Е-5 1.6Е-4/5.8Е-5 4.5Е-4/2.1Е-4 2.1Е-4/7.3Е-5 4.8Е-1

Халкогениды (Кл. 5). 9.9Е-5/3.9Е-5 1.2Е-4/4.5Е-5 3.8Е-4/1.8Е-4 1.8Е-4/7.8Е-5 3.7Е-1

Платиноиды (Кл. 6). 2.6Е-11/ 6.5Е-12 3.5Е-10/ 7.3Е-12 2.3Е-10/5.7Е-11 5.7Е-11/3.8Е-11 8.2Е-8

Переходные элементы (Кл. 7). 3.1Е-8/8.1Е-9 4.6Е-8/9.3Е-9 1.9Е-7/6.7Е-8 6.7Е-8/3.4Е-8 1.2Е-4

Четырёхвалентные (Кл. 8). 3.7Е-12/ 1.1Е-12 9.4Е-11/ 1.4Е-12 3.0Е-11/6.2Е-12 6.2Е-12/5.0Е-12 9.1Е-9

Трехвалентные (Кл. 9). 1.8Е-9/4.0Е-10 1.9Е-8/4.7Е-10 1.5Е-8/3.9Е-9 3.9Е-9/2.6Е-9 5.7Е-6

Уран (Кл. 10). 1.6Е-9/4.0Е-10 1.8Е-8/4.7Е-10 1.4Е-8/3 ЗЕ-9 З.ЗЕ-9/2.0Е-9 5.8Е-6

Подобно инертным газам, выход щелочных элементов из топлива превосходит 70%, и влияние выхода из топлива на их количество в окружающей среде одинаково для всех рассмотренных аварий. Тем не менее можно видеть большой разброс результатов для различных сценариев как следствие влияния нескольких факторов. При температурах среды в первом контуре в рассмотренных тяжёлых авариях щелочные элементы могут существовать в газообразном состоянии и в виде аэрозоля. Поэтому особенно важной является температура конструкций на пути от а.з до места истечения ПД. В случае прохождения конструкций с температурой ниже температуры кипения происходит конденсация газов на поверхностях, включая поверхность аэрозолей. Как показано в работе [9], код МЕЬСХЖ с хорошей точностью моделирует данный процесс. В авариях с истечением из холодной ветки ГЦТ расстояние от а.з. до места течи существенно длиннее и трубы, включая трубчатку ПГ, имеют более низкую температуру. Поэтому для однотипных аварий в случае истечения из холодной ветки выход ПД в ЗО ниже, чем для случая истечения из горячей ветки. Кроме этого влияние на выход ПД оказывает наличие воды в гидрозатворе на холодной ветке ГЦТ. После выхода аэрозоля в ЗО основным фактором, влияющим на итоговый выброс в окружающую среду, является давление в ЗО в этот период. В итоге получаем зависимость выхода ПД класса 2 в окружающую

среду с максимумом в области диаметров течи 50-200 мм. Качественное сходство с ПД класса 2 демонстрируют халкогениды (класс 5).

Для классов ПД, присутствующих при тяжёлой аварии только в виде аэрозолей факторы, влияющие на их выход в окружающую среду, те же, что и для щелочных элементов. Однако вклад этих факторов отражает специфику свойств именно тугоплавких элементов. А именно, выход в 30 на несколько порядков меньше, и влияние давления в ЗО не так велико из-за высокой интенсивности гравитационного осаждения. Это приводит к тому, что выход ПД в атмосферу прекращается через относительно небольшое время после остывания топлива. Другой особенностью рассматриваемого класса ПД является выход их значительной части в окружающую среду после начала взаимодействия кориума с бетоном в шахте реактора. Так для класса 10 (II) через 5 часов после отказа днища характер исследуемых зависимостей не изменяется, но абсолютные значения для различных аварий возрастает в 1.5 — ^ 5.5 раз, для класса 8 (четырёхвалентные) это увеличение составляет 3 порядка.

Выполнен анализ влияния работы спринклерной системы ЗО на выход ПД в окружающую среду. Представленные результаты показали, что работа трёх каналов спринклерной системы позволяет снизить давление в ЗО в период от разгерметизации оболочек твэл до отказа днища корпуса реактора на -10%. Выход ПД в форме аэрозолей в окружающую среду при этом снижается как минимум в 100 раз. Вместе с тем, работа спринклерной системы улучшает условия для возникновения горения водорода в ЗО.

В приложенях 1 и 2 представлены комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие модели первого контура, активной зоны, второго контура, ЗО, систем безопасности АЭС.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ДИССЕРТАЦИИ

- Разработаны комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, ЗО, систем безопасности АЭС, учитывающие конструктивные и другие их особенности, важные с точки зрения

> анализа тяжёлых аварий.

- Выполнено обоснование возможности использования комплексных расчётных моделей РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 путём проведения верификации на обширном экспериментальном материале и путём анализа чувствительности результатов к изменению модели.

- Разработаны методические рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанные на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР.

- Выполнен всесторонний анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения активной зоны, взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. L.A. Bolshov, R.V. Arutyunyan, V.P. Kiselev, B.P. Maksimenko, V.N. Nosatov, O.A. Pavlovsky "Environmental & Safety problems in PU Utilization & power generation." Edvanced Nuclear Systems Consuming Express Plutonium, Kluwer Academic Publishers, 1997, pp. 255-273.

2. Виноградова Т.Б., Дерюгин A.A., Киселёв А.Е., Носатов В.Н., Романовский В.И. Развитие и применение интегральных кодов по анализу тяжелых аварий на ядерных энергетических установках, Известия Академии наук, Сер. Энергетика, 1999, № I, стр. 26-41.

3. Арутюнян Р.В., Казаков В.А., Казаков С.В., Линге И.И., Носатов В.Н., Стрижов В.Ф., Тарасов В.И. Расчётное моделирование аварии с ухудшением теплоотвода в сухом хранилище облучённого ядерного топлива. Ядерная и радиационная безопасность России. Информационный бюллетень, выпуск 1(8), 2003, стр. 82-92.

4. Киселёв А.Е., Носатов В.Н., Стрижов В.Ф., Томащик Д.Ю. Применение интегральных кодов для моделирования аварийных режимов реакторов ВВЭР, Известия Академии наук, Сер. Энергетика, 2004, № 2, стр. 57-64.

5. Киселёв А.Е., Носатов В.Н., Стрижов В.Ф., Томащик Д.Ю. Моделирование тяжелого аварийного режима РУ ВВЭР-440(В-230) с использованием кода MELCOR-1.8.5, Известия Академии наук, Сер. Энергетика, 2004, № 2, стр. 64-71.

6. Носатов В.Н., Озрин В.Д. HI-VI, VERCORS: исследование выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-21, Москва, 28 с.

7. Носатов В.Н. VANAM МЗ: исследование поведения гигроскопичной аэрозоли в контейнменте, Препринт ИБРАЭ-2003-22, Москва, 20 с.

8. Носатов В.Н., Стрижов В.Ф. Расчётный анализ аварийных режимов на 3-м и 4-м блоках Кольской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2003-23, Москва, 22 с.

9. Носатов В.Н., Томащик Д.Ю. FALCON: исследование переноса и осаждения продуктов деления при тяжёлых авариях ядерных реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-24, Москва, 22 с.

10. Томащик Д.Ю., Носатов В.Н. Моделирование кодом MELCOR-1.8.5 экспериментов по вытеснению гидрозатвора, Препринт ИБРАЭ-2004-10, Москва, 13 с.

11. Носатов В.Н. Расчётный анализ аварийного режима на 1-м блоке Калининской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2004-13, Москва, 17 с.

us 1 в б 5 <

РНБ Русский фонд

2006-4 16881

Реферат.

Перечень сокращений.

Содержание.

Введение.

1. Особенности моделирования энергоблоков с РУ типа ВВЭР.

1.1. Моделирование ПГ реакторов типа ВВЭР.

1.2. Моделирование гидрозатворов.

1.3. Учёт расположения твэлов в гексагональной решетке.

1.4. Учёт нуклидного и химического состава ПД в а.з реакторов ВВЭР.

1.5. Учёт состава и физических свойств бетонов в шахте реактора.

1.6. Учёт особенностей конструкции ТВС-АРК в составе а.з. реактора ВВЭР-440.

2. Обоснование комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440.

2.1. Краткая характеристика кода MELCOR 1.8.5.

2.2. Анализ переходного процесса с потерей электропитания шести ГЦН на 3-м энергоблоке Кольской АЭС.

2.2.1. Анализ результатов расчётов.

2.3. Анализ переходного процесса, вызванного прекращением подачи питательной воды в ПГ-2 РУ ВВЭР-440/213.

2.3.1. Анализ результатов расчётов.

2.4. Анализ переходного режима на 1-м энергоблоке Калининской АЭС.

2.4.1. Анализ результатов расчета по базовой расчётной модели.

2.4.2. Анализ результатов расчета для нодализации контура охлаждения в виде четырех независимых петель.

2.5. Анализ эксперимента с малой течью теплоносителя на установке РМК-2 (стандартная проблема МАГАТЭ SPE-4).

2.6. Анализ эксперимента по исследованию режимов естественной циркуляции на установке PACTEL (стандартная проблема ISP-33).

2.7. Анализ экспериментов на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР. Российские Стандартные Проблемы безопасности СПБ-1, СПБ-2, СПБ-3.

2.8. Анализ экспериментов ВТИ по вытеснению гидрозатвора.

2.9. Анализ эксперименты по вытеснению гидрозатвора на установке IVO.

2.10. Анализ экспериментов по расхолаживанию 37стержневой модели ТВС ВВЭР в условиях повторного залива снизу.

2.11. Анализ результатов моделирование экспериментов на установке CORA.

2.12. Анализ результатов моделирования экспериментов по переносу и осаждению ПД, выполненных на установке FALCON.

2.13. Анализ результатов моделирования экспериментов VANAM МЗ.

2.14. Анализ экспериментов HI-VI, VERCORS по исследованию выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов.

2.15. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном - АСЕ L4.

2.16. Анализ эксперимента по взаимодействию кориума с бетоном - BETA V7.1.

2.17. Исследование чувствительности интегральных результатов тяжелой аварии к детальности и способам нодализации области а.з.

3. Анализ результатов расчётов тяжелых аварийных режимов реактора ВВЭР-1000 (1-й блок Калининской АЭС).

3.1. Аварии с истечением из первого контура во второй.

3.1.1. Истечением из первого контура во второй с отказ активной части САОЗ

3.2. Аварии, вызванные нарушением теплоотвода от реактора.

3.2.1. Полная потеря теплоотвода в течение длительного времени.

3.2.2. Полное обесточивание станции.

3.3. Аварии, вызванные истечением типа «большая течь».

3.3.1. Разрыв дыхательного трубопровода КД с истечением эквивалентным диаметром 346 мм и отказом активной части САОЗ.

3.3.2. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на холодном участке (с двухсторонним истечением).

3.3.3. Разрыв ГЦТ контура циркуляции на горячем участке.

3.3.4. Истечение эквивалентным диаметром 300 мм и срабатыванием ГЗЗ на холодном участке аварийной петли.

3.3.5. Истечение эквивалентным диаметром 179 мм на холодном участке аварийной петли без срабатывания ГЗЗ.

3.4. Аварии, вызванные истечением типа «средняя течь» и «малая течь».

3.4.1. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли.

3.4.2. Истечение эквивалентным диаметром 60 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ и ГЗЗ аварийной петли.

3.4.3. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на холодной ветке КЦ с отказом активной части САОЗ.

3.4.4. Истечение эквивалентным диаметром 25 мм на горячей ветке КЦ с отказом активной части САОЗ.

3.5. Сравнительные интегральные результаты рассмотренных аварийных режимов

Выводы.

Одной из основных задач, стоящих перед атомной энергетикой на современном этапе развития, является повышение безопасности АЭС. В последние годы надзорные органы России пересмотрели требования по обеспечению безопасности АЭС, находящихся в стадии эксплуатации, а также в стадии проектирования. В соответствии с ПБЯ РУ АС при проектировании новых энергоблоков и продлении срока службы действующих, наряду с проектными авариями, необходимо рассматривать аварии с тяжелым повреждением или расплавлением активной зоны.

Основным инструментом для выполнения анализа запроектных и тяжелых аварий являются тяжелоаварийные интегральные коды. Наиболее известными и хорошо зарекомендовавшими себя являются зарубежные коды MELCOR, RELAP/SCDAP, ICARE/CATHARE, ATHLET CD. В последние годы ведутся работы по созданию отечественного интегрального кода - РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ. Указанные коды предоставляют возможность сквозного моделирования тяжелых аварий на всех этапах протекания и характеризуются гибкостью архитектуры, которая позволяет моделировать конструктивные особенности РУ и энергоблока в целом.

Составной частью проводимого анализа аварий является расчётная модель реакторного блока. Степень полноты расчётной модели диктуется задачами проводимого анализа. Подобно моделям любых объектов, расчётная модель энергоблока должна быть верифицирована, то есть возможность её использования в заявленной области применения должна быть обоснована. Область применения модели энергоблока находится в непосредственной связи с моделями физических процессов, сопровождающих развитие тяжёлой аварии, и компьютерным кодом, в котором реализованы модели физических процессов. Иными словами, при создании модели энергоблока следует учитывать область применения конкретного компьютерного кода и моделей физических процессов, реализованных в коде. В итоге, достоверность расчётного моделирования в существенной степени зависит как от качества интегрального кода, так и от адекватности модели энергоблока.

Диссертационная работа посвящена моделированию запроектных и тяжелых аварий на АЭС с ВВЭР и включает анализ возможностей и области применения тяжелоаварийных кодов; разработку расчетной модели энергоблока, отвечающей современному уровню понимания физических процессов, происходящих в ходе развития тяжелой аварии; верификацию этой модели с учётом важнейших особенностей реакторов ВВЭР и имеющегося экспериментального материала; анализ результатов моделирования протекания запроектных аварий на АЭС с РУ ВВЭР-1000. Все это определяет актуальность темы диссертации.

Целью работы является построение верифицированных расчетных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 с использованием широкого набора экспериментальных данных, применение разработанной модели РУ ВВЭР-1000 для всестороннего анализа представительного спектра тяжёлых аварийных режимов энергоблока и выявление общих закономерностей их протекания.

Защищаемые положения:

- разработанные комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, защитной оболочки (30), систем безопасности АЭС с учётом конструктивных и других их особенностей, являющихся важными с точки зрения моделирования тяжёлых аварий;

- результаты верификации моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, моделей их важнейших функциональных элементов, а также моделей наиболее существенных физических процессов. Использованы данные, полученные в специализированных тестах, направленных на изучение отдельных физических явлений; на интегральных стендах, отражающих конструктивные и другие особенности энергоблоков с РУ ВВЭР; в переходных режимах работы реакторных установок типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-440;

- результаты анализа представительного спектра тяжелых аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, полученные с использованием кода MELCOR-1.8.5 и охватывающие сценарии с истечением из первого контура различной величины, полной потерей теплоотвода, полной потерей электропитания, истечением из первого контура во второй. Результаты анализа включают в себя обобщённые и систематизированные параметры, характеризующие безопасность АЭС в аварийных ситуациях и оказывающие влияние на сохранение работоспособности барьеров безопасности, такие как: временные характеристики; степень повреждения активной зоны; масса образовавшегося водорода; данные по взаимодействию расплава с бетоном; относительные показатели выхода продуктов деления (ПД) в окружающую среду.

Научная новизна работы состоит в следующем: 9

1. Впервые разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, предназначенные для анализа тяжелых аварий на всех этапах протекания и с учётом наиболее существенных физических процессов. Особое внимание уделено созданию моделей узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора (ПГ); гидрозатворов; дыхательного трубопровода; активной зоны (а.з.) с твэлами, расположенными в гексагональной матрице; ТВС АРК (для ВВЭР-440). Выполнено обоснование возможности использования представленных моделей путём проведения верификации на экспериментальном материале и анализа чувствительности результатов к изменению параметров модели.

2. По результатам верификации разработаны методические рекомендации для построения комплексной расчётной модели энергоблока с РУ ВВЭР; создания моделей отдельных узлов (клапанов, насосов), функционально обособленных элементов (а.з., ПГ и т.п.) и систем. Разработанные рекомендации могут быть использованы при создании расчётной модели для любого энергоблока с РУ ВВЭР.

3. Выполнен комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом радиоактивности в окружающую среду. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения а.з., по взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

Практическая ценность работы. В результате выполнения работы разработаны комплексные расчётные модели энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, а на их основе созданы универсальные наборы входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования широкого спектра тяжелых аварийных режимов на всех этапах развития. К настоящему времени комплексные расчётные модели и универсальные наборы входных данных использованы при выполнении следующих работ:

- расчетный анализ аварийных режимов с повреждением а.з. при проведении ВАБ 2-го уровня 1-го блока Калининской АЭС;

- углублённая оценка и обоснование безопасности 2-го блока Кольской АЭС;

- обоснование СОАИ для ВВЭР-1000 (В320) на базе 1 блока Волгодонской АЭС;

- создание банка данных системы поддержки принятия решений при авариях на объектах ядерной энергетики, внедряемой в рамках Центра технической поддержки ИБРАЭ РАН Кризисного центра концерна "Росэнергоатом". Банк данных включает временные характеристики протекания тяжёлых аварий; степени повреждения а.з.; массы образовавшегося водорода; относительные показатели выхода ПД в окружающую среду.

Личный вклад автора состоит в следующем:

- разработка комплексных расчётных моделей энергоблоков с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 и создание на их основе универсальных наборов входных данных на языке кода MELCOR-1.8.5 для расчетного моделирования тяжёлых аварийных режимов на всех этапах развития;

- верификация расчётных моделей энергоблоков на реальных переходных режимах класса проектных аварий; моделирование интегральных и специализированных экспериментов, с целью верификации моделей соответствующих физических процессов и моделей узлов и функциональных элементов РУ, входящих в состав комплексной модели;

- проведение всестороннего анализа аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000 (В320) приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора и выходом ПД в окружающую среду, обобщение и систематизации полученных результатов;

- создание методических рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанных на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР.

Достоверность основных результатов и выводов базируется на использовании общепринятых методик и моделей, на сравнении результатов расчётов с экспериментальными данными и результатами расчётов по другим кодам, на проведении анализа чувствительности получаемых результатов.

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались на российских и международных научно-технических конференциях и семинарах:

- Российская конференция «Теплофизика-99», Обнинск, 1999;

- Sixth International Information Exchange Forum on "SAFETY ANALYSIS FOR NUCLEAR POWER PLANTS OF'WER AND RBMK TYPES" (FORUM-6), Kyiv, UKRAINE, April 8 -12,2002;

- семинар: MELCOR training course. Using MELCOR-1.8.5 code for Kalinin NPP Unit 1 calculations. BNL, July 11 - August 9, 2002.

- ежегодные семинары в рамках работ по исследованию тяжёлых аварий CSARP (США, Вашингтон), 2002, 2003, 2004;

- ежегодные совещания МСАР (США, Апьбукерк), 2002 и 2004г.г.

Выводы

1. Разработаны комплексные модели энергоблоков АЭС с РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440, включающие в себя модели первого контура, активной зоны, второго контура, 30, систем безопасности АЭС, учитывающие конструктивные и другие их особенности, важные с точки зрения анализа тяжёлых аварий.

2. Выполнено обоснование возможности использования комплексных расчётных моделей РУ ВВЭР-1000 и РУ ВВЭР-440 путём проведения верификации на обширном экспериментальном материале и путём анализа чувствительности результатов к изменению модели.

3. Разработаны методические рекомендации по построению комплексной расчётной модели РУ, основанные на результатах верификации и моделирования переходных процессов на АЭС с ВВЭР. Для расчётов по коду MELC0R предложены модельные решения узлов и функциональных элементов, являющихся отличительной особенностью РУ с ВВЭР и важных с точки зрения моделирования тяжёлых аварий: горизонтального парогенератора; гидрозатворов; дыхательного трубопровода; выносного компенсатора давления большого объёма; активной зоны с твэлами, расположенными в гексагональной матрице; ТВС АРК (для ВВЭР-440); непроточных помещений контура герметизации. Даны рекомендации по оптимальной нодализации области активной зоны и выбору опций и моделей физических процессов максимально отражающих условия протекания тяжёлых аварий реакторов с РУ ВВЭР

4. Выполнен систематический комплексный анализ широкого спектра аварийных режимов энергоблока с РУ ВВЭР-1000, приводящих к тяжёлым последствиям с нарушением целостности корпуса реактора. Обобщены данные по временам основных событий, по степени повреждения активной зоны, взаимодействию расплава с бетоном, по теплотехническим параметрам и составу атмосферы в помещениях контура герметизации, по выходу ПД в окружающую среду.

1. Колобашкина В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. Справочник. М.: Энергоатомиздат, 1983.

2. American Nuclear Society Standards Committee Working Group ANS-5.1, American National Standard for Decay Heat Power in Light Water Reactors, ANSI/ANS-5.1-1979, American Nuclear Society, La Grange Park, IL (1979).

3. D. R. Bradley and D. R. Gardner, CORCON-MOD3: An Integrated Computer Model for Analysis of Molten Core-Concrete Interactions. Users Manual, NUREG/CR-5843, SAND92-0167, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM (October 1993).

4. Научно-технический отчёт по разработке темы проекта 1.6.05 ГНТБ СССР «Безопасность». Москва, 1991

5. MELCOR Computer Code Manuals. Vol.l: Primer and User's Guide. Version 1.8.5, May 2000. NUREG/CR-6119, Vol.l, Rev.2. SAND2000-2117/1.

6. MELCOR Computer Code Manuals. Vol.2: Reference Manuals. Version 1.8.5, May 2000. NUREG/CR-6119, Vol.2, Rev.2. SAND2000-2117/2.

7. V.F. Urbanic and T.R. Heidrich, "High-Temperature Oxidation of Zircaloy-2 and Zircaloy-4 in Steam", J.Nucl.Matls., 75, pp. 251 261 (1978).

8. A.S. Benjamin, DJ. McCloskey, D.A. Powers, and S.A. Dupree, Spent Fuel Heatup Following Loss of Water During Storage, SAND77-1371, NUREG/CR-0649, Sandia National Laboratories, Albuquerque, NM, March 1979.

9. J.F. White at al., "Fifth Annual Report High Temperature Material Programs, Part A", GEMP-400A (February 1966).

10. R.J. Lipinski, A Model for Boiling andDiyout in Particle Beds, NUREG/CR-2646, SAND82-0765 (June 1982).

11. П.Носатов B.H., Стрижов В.Ф. Расчётный анализ аварийных режимов на 3-м и 4-м блоках Кольской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2003-23, Москва, 22 с.

12. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчётам: (Ядерные реактора, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергоатомиздат, 1984.

13. Носатов В.Н. Расчётный анализ аварийного режима на 1-м блоке Калининской АЭС с использованием кода MELCOR-1.8.5, Препринт ИБРАЭ-2004-13, Москва, 17 с.

14. L. Szabados, et al: IAEA SPE-4. Specification for the Fourth IAEA Standard Problem Exercise. KFKI Atomic Energy Research Institute, Budapest, Hungary, 1993.

15. J. Miettinen, H. Purhonen, PACTEL Parallel Channel Test Loop, General Description for ISP, Technical Research Center of Finland, Nuclear Engineering Laboratory, Technical Report No. PROPA-9/91, Lappeenranta 1991.

16. Российская стандартная проблема безопасности № 1 (СПБ-1) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 2,4% из выходной камеры реактора. Заключительный отчет ЭНИЦ, инв. № 3.433. Электрогорск, 1995.

17. Российская стандартная проблема безопасности № 2 (СПБ-2) на стенде ИСБ-ВВЭР. Малая течь 11% из выходной камеры реактора с последующим отключением циркуляционных насосов. Заключительный отчет 2.468, ЭНИЦ, Электрогорск, 1997.

18. Стандартная проблема безопасности -3 (СПБ-3) на стенде ИСБ-ВВЭР: исходные данные для пре-тест расчетов. ЭНИЦ, Электрогорск, 1997.

19. Томащик Д.Ю., Носатов В.Н. Моделирование кодом MELCOR-1.8.5 экспериментов по вытеснению гидрозатвора, Препринт ИБРАЭ-2004-10, Москва, 13 с.

20. Н. Tuomisto, P. Kajanto. Two-phase Flow in a Full-Scale Loop Seal Facility. Nuclear Engineering and Design, N 107,1988, pp. 295-305.

21. O.Kymalainen. The Assessment of RELAP5/MOD2 Against IVO Loop Seal Tests. NUREG/IA-0082, International Agreement Report, US NRC, 1992.

22. Верификация кода MELCOR 1.8.5. В.Стрижов, А.Киселев, В.Носатов, В.Озрин, Т.Виноградова, Д. Томащик, Апрель, 2004, Russian Academy of Sciences, Nuclear Safety Institute, NSI-SARR-96-99

23. M. Fimhaber, L. Yegorova, U. Brockmeier et al. OECD/NEA-CSNI International Standard Problem ISP-36. CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage for a Russian Type PWR. Comparison Report. OCDE/GD(96)19,1996.

24. M. Firnhaber, K. Trambauer, S. Hagen et al. Specification of the International Standard Problem ISP-36: CORA-W2 Experiment on Severe Fuel Damage. GRS, Koln, 1994.

25. S. Hagen, P. Hofmann, V. Noack et al. Behavior of a WER Fuel Element Tested under Severe Accident Conditions in the CORA Facility (Test Results of Experiment CORA-W1). ICfK 5212, Kernforschungszentrum Karlsruhe, 1993.

26. Бибилашвили Ю.К., Соколов Н.Б., Андреева-Андриевская JI.H. и др. Высокотемпера-турное взаимодействие материала оболочек твэлов (сплав Zrl%Nb) с кислородо-содержащими средами. ТК МАГАТЭ, г. Димитровград, октябрь 1995 г.

27. Bennet P. J., Falcon Specification, FAL/ISP (92) 8, March 1992.

28. Benson С. G., Bowsher B. R.s Newland M. S. Falcon Seminar, Winfrith Technology Centre, FAL/ISP (92) 18, 27-28 June 1989.

29. Beard A. M., Bennet P. J. CSNI ISP 34 (FALCON), Data report: test 1 (FAL-ISP 1), FAL/ISP (92) 29, September 1992.32. 6. Beard A. M., Bennet P. J., Brunning J. Data report: Characterisation of FALCON aerosol source, FAL/ISP (92) 22, September 1992.

30. Носатов B.H., Томащик Д.Ю. FALCON: исследование переноса и осаждения продуктов деления при тяжёлых авариях ядерных реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-24, Москва, 22 с.

31. В.Н.Носатов VANAM МЗ: исследование поведения гигроскопичной аэрозоли в контейнменте. Препринт ИБРАЭ № IBRAE200322 М., 2003. 20с.

32. VANAM МЗ A Multi Compartment Aerosol Depletion Test with Hygroscopic Aerosol Material. Comparison Report. Dezember 1996. OCDE/GD(97)16. GRS - 13

33. R.A. Lorenz, M.F. Osborne, «А summary of ORNL fission product release tests with recommended release rates and diffusion coefficients», NUREG/CR-6261, ORNL/TM-12801, 1995

34. M.F. Osborne and R.A, Lorenz, "ORNL Studies of Fission Product Release Under LWR Severe Accident Conditions", Nucl. Safety, 33 (1992) 344.

35. B.J.Lewis, B. Andre, B. Morel, P. Dehaudt, D. Mari, P.L. Purdy, D.S. Cox, F.C. Iglesias, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modelling the release behaviour of caesium during severe fuel degradation», J. Nucl. Mater., 227, (1995), 83-109.

36. A.C. Harnden-Gillis, B.J. Lewis, W.S. Andrews, P.L. Purdy, M.F. Osborne, R.A. Lorenz, «Modeling of cesium release from light water reactor fuel under severe accident conditions», Nucl. Techn. 109 (1995)39-53

37. G. Ducros, B. Andre, M. Tourasse, D. Maro, «The fission product and actinide release at high temperature in PWR fuel rods: the VERCORS safety programme», IAEA Tech. Committee Meeting, Dimitrovgrad, Oct. 1995

38. G. Ducros, B. Andre, M.P. Ferroud-Plattet, D. Boulaud, M. Tourasse, «Atmosphere dependence of fission product release: the VERCORS 4 and 5 experiments», CSARP, Bethesda, May 1996

39. B.J. Lewis, D.S. Cox and F.C. Iglesias, «А kinetic model for fission-product release and fuel oxidation behavior for Zircaloy-clad fuel elements under reactor accident conditions», J. Nucl. Materials 207 (1993) 228 241

40. Носатов B.H., Озрин В.Д. HI-VI, VERCORS: исследование выхода продуктов деления из твердого топлива в аварийных режимах реакторов, Препринт ИБРАЭ-2003-21, Мосхсва, 28 с.

41. D.H.Thompson, and J.K.Fink, АСЕ MCCI Test L4, Test Data Report, Volume 1: Thermal Hydraulics, ACE-TR-C32, Argonne National Laboratory, 1992

42. J.K.Fink, D.H.Thompson, "ACE MCCI Test L4. Test Data Report. Volume II. Aerosol Analysis", ACE-TR-C32. Argonne National Laboratory, 1992.

43. M.Corradini, and H.H.Reineke, A Rewiew of the BETA Experimental Results and Code Compsison Calculations, Muclear Science and Engineering, 102 (1989) 260-282.

44. H.A.Alsmeyer et al., BETA Experimental Results on Melt-Concrete Interactoions: Silicate Concrete Behavior, OECD CSNI Specialist Meeting on Core Debris-Concrete Interactions, Palo-Alto, CA, September, 1986. .

45. W. Morell, K.H. Neeb. Behavior of fission-product iodine under severe accident conditions. Kerntechnik, 53, N1, p. 69-74,1988.

46. D.Cubicciotti, J.E. Sanecki. J. Nucl. Mater., v.78, p.96, 1978002E

47. Образование органических форм йода в воздушной фазе защитной оболочки атомной электростанции. Отчет № 420-07-05, Москва, 1995г.

48. J.Nisizawa, J.Kigoshi, S.Oshima и др. Vapor-water Partition Coefficient of Jodine and Organic Jodides, ORNL-tr-2255.