автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Напряженно-деформированное состояние элементов оборудования ВВЭР и УЛР при тяжелых авариях, связанных с разрушением активной зоны

ВВЕДЕНИЕ.

1. ПРОБЛЕМА УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВЛЕННЫХ МАТЕРИАЛОВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ПРИ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ ВНУТРИ ГЕРМООБЪЕМА АЭС.

1.1. Процесс протекания аварии с расплавлением активной зоны.

1.2. Локализация и охлаждение расплава в корпусе ВВЭР-440.

1.2.1. Условия удержания расплава в корпусе реактора.

1.2.2. Устройство наружного охлаэ/сдения корпуса ВВЭР-440.

1.2.3. Анализ структуры ванны расплава в корпусе ВВЭР-440.

1.2.4. Распределение тепловых потоков при двухслойной и трехслойной структурах ванны расплава.

1.2.5. Возможность удержания расплава в корпусе ВВЭР-440 с точки зрения обеспечения запаса до кризиса теплообмена.

1.3. Внекорпусная стадия локализации расплава на АЭС с ВВЭР-1000.

1.3.1. Основные требования к устройству локализации расплава.

1.3.2. Устройство локализации расплава тигельного типа.

1.3.3. Особенности проектирования УЛР тигельного типа.

1.3.4. Распределение тепловых потоков в корпусе УЛР.

1.3.5. Защита корпуса УЛР от термомеханических нагрузок.

Актуальность темы. Запроектные аварии, при которых происходит разрушение активной зоны, относятся к тяжелым авариям. Процесс протекания тяжелой аварии может сопровождаться не только разрушением активной зоны и ее расплавлением, но и разрушением корпуса реактора. Момент разрушения корпуса реактора является специфически опасным из-за сильных термомеханических воздействий на оборудование и строительные конструкции.

Если в процессе развития запроектной аварии АЭС с ВВЭР мерами по управлению аварией не удается предотвратить плавления активной зоны, образующийся расплав будет представлять реальную угрозу целостности контура герметизации с выходом и распространением высокорадиоактивных продуктов деления за его пределы. В проектах перспективных АЭС с ВВЭР, а также на некоторых сооружающихся и реконструируемых АЭС для предотвращения дальнейшего развития тяжелой аварии на указанной стадии применяются специальные системы и устройства локализации расплава (УЛР). В настоящее время разработано и внедряется в эксплуатацию УЛР в КНР на АЭС «Таньвань» и в Индии на АЭС «Куданкулам».

Внедрение УЛР на атомных станциях позволяет при тяжелой аварии эффективно локализовывать радиоактивные вещества и тем самым предотвращать их выход за пределы гермообъема АЭС, что, в свою очередь, обеспечивает защиту окружающей среды от заражения. Оборудование УЛР представляет собой совокупность четырех взаимосвязанных конструкционных элементов, каждый из которых используется в процессе удержания и охлаждения расплавленных радиоактивных материалов при локализации тяжелой аварии и отвечает за выполнение определенных функций на каждом этапе внекорпусной стадии аварии. Существенное преимущество применения УЛР заключается в том, что при его использовании управление тяжелой аварией и предотвращение ее последствий происходит без участия обслуживающего персонала, поскольку весь процесс внекорпусной локализации расплава построен на принципах саморегулирования, в которых обратные теплофизические и термохимические связи существенным образом зависят от температуры.

При проектировании УЛР одной из наиболее важных проблем является проблема прочности элементов конструкций, находящихся под воздействием нестационарных тепловых и механических нагрузок, так как отказы отдельных элементов УЛР могут привести к нарушению процесса локализации расплава и вызвать непредвиденные последствия.

Проведение натурных испытаний локализующих устройств, подтверждающих их надежность, невозможно, во-первых, из-за сложности воспроизведения высокотемпературных термохимических и теплофизических процессов, во-вторых, из-за больших геометрических размеров применяемого оборудования. Поэтому проведение численных экспериментов становится основным инструментом для обоснования работоспособности локализующих устройств в условиях протекания тяжелой аварии.

Целью диссертации является обоснование применения элементов конструкций локализующих устройств, необходимых для обеспечения управления и локализации тяжелой аварии. Обоснование применения элементов локализующих устройств выполнено с помощью численных экспериментов с использованием нового метода дискретизации объектов со сложной геометрией.

В соответствии с указанной целью в работе решались следующие задачи:

- внедрение нового способа дискретизации объектов со сложной геометрией с использованием составного конечного элемента при определении напряженно-деформированного состояния в условиях тяжелой аварии в расплавлением корпуса реактора ВВЭР;

- создание численного алгоритма определения напряженно-деформированного состояния в условиях тяжелой аварии на основе предлагаемого метода дискретизации;

- проведение тестовых расчетов для объектов со сложной геометрией поверхности для доказательства правомерности предлагаемого метода дискретизации при использовании МКЭ в задачах теплового и механического нагружения;

- определение напряженно-деформированного состояния корпусов реактора ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 и элементов конструкции УЛР в условиях тяжелой аварии;

- подтверждение концепции внутрикорпусного удержания расплава при наружном охлаждении водой корпуса реактора ВВЭР-440;

- выбор характеристик опорных ребер конструкции плиты нижней УЛР и обоснование их работоспособности;

- обоснование работоспособности направляющего аппарата нижней плиты УЛР для протекания саморегулирующегося процесса перемещения кориума в корпус УЛР;

- прогнозирование работоспособности элементов конструкций локализующих устройств и корпуса реактора типа ВВЭР в условиях тяжелой аварии;

- выработка практических рекомендаций для применения в технических проектах локализующих устройств, разработанных для внутрикорпусной (ВВЭР-440) и внекорпусной (ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500) стадий локализации расплава активной зоны.

Научная новизна

1. Предложен новый способ дискретизации в МКЭ для элементов конструкции со сложной геометрией поверхности, основанный на том, что:

• исследуемый объект помещается в параллелепипед со сторонами, равными максимальным размерам объекта по трем составляющим;

• поверхность исследуемого объекта ограничивается плоскостями, а узлы, оставшиеся за этими плоскостями отбрасываются.

2. Применен составной конечный элемент в виде куба, состоящего из пяти пирамид. В процессе отбрасывания лишних узлов, оказавшихся за пределами кусочной поверхности, можно отбросить одну или несколько пирамид, заполняющих кубический элемент, а не весь куб. Применение составного конечного элемента упрощает предлагаемый процесс дискретизации для объектов со сложной поверхностью и облегчает вычисление интегралов.

3. Разработан численный алгоритм с использованием нового подхода дискретизации для определения напряженно-деформированного состояния элементов конструкций реактора ВВЭР и его локализующих устройств, работающих в режиме тяжелой аварии.

4. Проведены тестовые расчеты для объектов со сложной геометрией поверхности при использовании предлагаемого метода дискретизации в МКЭ в задачах теплового и механического нагружения.

5. Определено напряженно-деформированное состояние корпуса реактора типа ВВЭР-440, ВВЭР-1000, ВВЭР-1500 и элементов конструкции УЛР в условиях тяжелой аварии.

6. Доказана концепция внутрикорпусного удержания расплавленных материалов при разрушении активной зоны реактора ВВЭР-440 при наружном охлаждении корпуса реактора.

7. Доказано проектное протекание процесса перемещения кориума из корпуса реактора в корпус УЛР без отказов отдельных элементов нижней плиты УЛР.

8. Обоснованы характеристики опорных ребер нижней плиты УЛР и их надежность.

9. Обосновано конструкционное исполнение направляющего аппарата нижней плиты УЛР, доказана его отказоустойчивость.

10. По полученным результатам сделано заключение о работоспособности элементов конструкций в условиях тяжелой аварии.

11. Даны практические рекомендации по конструкционным решениям локализующего оборудования, работающего в критических условиях нагружения.

Работа представляет интерес при проектировании элементов конструкции УЛР и обосновании их надежности в рабочих условиях. Введение в эксплуатацию локализующих устройств УЛР для реакторов типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 обеспечивает безопасность АЭС даже при протекании тяжелой аварии с расплавлением активной зоны и проплавлением корпуса реактора.

Положения, выносимые на защиту

По расчетной части

- Использование составного конечного элемента в виде куба, состоящего из пяти пирамид, в задачах для объектов со сложной геометрией поверхности.

- Применение нового подхода дискретизации объектов со сложной геометрией поверхности, основанного на применении фрагментов плоскостей, определяющих поверхность объекта.

- Математические постановки и решение тепловых и прочностных задач для объектов со сложной геометрией поверхности с использованием предложенного подхода дискретизации объектов.

- Результаты расчетного анализа удержания расплава в корпусе реактора. Результаты расчета элементов конструкций УНОР для АЭС с ВВЭР-440 и УЛР для АЭС с ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500.

По проектированию и эксплуатации

- Обоснование принудительного водяного охлаждения наружной поверхности корпуса реактора ВВЭР-440 в условиях накопления расплавленной активной зоны на днище корпуса реактора в целях внутрикорпусного удержания расплава.

- Применение УЛР для обеспечения процесса локализации последствий тяжелой аварии, связанной с расплавлением активной зоны и разрушением корпуса реактора без привлечения обслуживающего персонала.

- Обоснование конструкции нижней плиты УЛР, обеспечивающей условия для саморегулируемого поступления кориума из корпуса реактора в корпус УЛР.

- Обоснование характеристик опорных ребер плиты нижней УЛР и их надежности.

Практическая значимость и реализация результатов работы

Результаты работы непосредственно использованы при разработке УЛР для АЭС большой мощности с ВВЭР-1500, при разработке проекта УНОР для модернизации 1 и 2 блоков Кольской АЭС и 3 и 4 блоков Нововоронежской АЭС с ВВЭР-440, использованы в проектах УЛР для АЭС с ВВЭР-1000, сооружаемых в Китае (1 и 2 блоки) и Индии (1 и 2 блоки).

Степень обоснованности и достоверности научных положений

Достоверность полученных расчетных результатов обеспечена использованием апробированных и подтвержденных экспериментально физико-математических моделей высокотемпературного поведения конструкционных материалов.

Достоверность численного моделирования реальных физических процессов базируется на использовании метода конечных элементов, как наиболее точного и гибкого инструмента моделирования.

Личный вклад автора

Автор разработал упрощенную методику дискретизации элементов конструкций со сложной геометрией поверхности с применением составного конечного элемента, основные этапы которой включают:

- выбор, применение и анализ физической теории процесса деформирования элементов конструкции в условиях тяжелой аварии;

- разработку математической интерпретации физической теории деформирования;

- разработку и реализацию численной схемы определения полей температур, деформаций и напряжений;

- разработку реализующего алгоритма численной схемы с применением предложенного метода дискретизации объектов;

- разработку программного продукта, содержащего предлагаемый алгоритм;

- постановку задач исследования, решения поставленных задач и анализ полученных результатов в применении к обоснованию работоспособности элементов конструкций в условиях протекания тяжелой аварии;

- выводы и рекомендации по проектированию оборудования УЛР и эксплуатации.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, пяти глав и выводов и изложена на 156 страницах, включая 110 иллюстраций и 6 таблиц, библиографический список содержит 69 источников.

ВЫВОДЫ — —

У

1 Применен новый подход дискретизации в МКЭ, удобный в применении к объектам со сложной геометрией поверхности, использующий составной конечный элемент.

2 Разработан алгоритм и математическое обеспечение (пакет прочностных программ «SPIDER») для реализации предлагаемого метода дискретизации при создании модели исследуемого объекта и определении его напряженно-деформированного состояния в условиях действия тепловых и механических нагрузок.

3 Решение тестовых и практических задач показало хорошую сходимость результатов при использовании конечного элемента маленького размера по

Ч> сравнению с геометрическими размерами исследуемой конструкции.

4 Для подтверждения работоспособности УЛР в условиях протекания ^ тяжелой аварии выполнены численные эксперименты с использованием пакета прочностных программ «SPIDER», предназначенного для определения напряженно-деформированного состояния элементов конструкций со сложной геометрией поверхности, находящихся в критических условиях нагружения. В основе пакета прочностных программ «SPIDER» лежит метод конечных элементов с использованием составного кубического конечного элемента, распадающегося на пять пирамид. Привязка исследуемого объекта к декартовой системе координат позволяет упростить и облегчить автоматический процесс вычисления интегралов и составления матриц.

5 Определено значение величины средней скорости ползучести корпуса реактора ВВЭР-440 в условиях протекания тяжелой аварии. По результатам щ. расчетных исследований обоснована концепция внутрикорпусного удержания расплава при наружном охлаждении корпуса реактора водой. Исследована связь сохранения целостности корпуса реактора от характера наружного теплосъема, ф выявлено, что для предотвращения проплавления корпуса реактора необходимо обеспечить упреждающее водяное охлаждение.

6 Для обоснования конструкции нижней плиты проведено исследование глубины проникновения днища корпуса реактора ВВЭР-1500 до начала разрушения в межреберное пространство нижней плиты УЛР в условиях действия высокотемпературной ползучести. Полученные значения обосновывают высоту опорного ребра до поверхности направляющего аппарата плиты нижней, принятой в проекте. Рекомендуемая высота ребра не должна быть менее 0,3 м, толщина 0,06 м, число ребер от 14 до 15 шт. (принято 14).

7 Проведенный анализ напряженно-деформированного состояния нагруженных опорных ребер УЛР в условиях действия постоянной температуры показал, что опорные ребра УЛР в процессе тяжелой аварии не теряют свою несущую способность n выполняют предназначенные им функции поддержания —деформируемого корпуса реактора и удержания днища реактора при отрыве (отрыв полным сечение днища корпуса реактора с кориумом может вызвать отказ элементов оборудования УЛР и гермообъема и перевести тяжелую аварию в неконтролируемую и неуправляемую стадию).

8 При обосновании конструкции плиты нижней, показано, что использование представленного оборудования, а именно нижней плиты в виде воронки, способствующей стеканию кориума в корзину с наполнителем, и опорных ребер, принимающих на себя и удерживающих днище корпуса реактора, обеспечивает протекание саморегулируемого процесса перемещения кориума из корпуса реактора в корпус УЛР без отказов оборудования и привлечения к управлению обслуживающего персонала.

Выполненные расчеты являются

• исходными данными для проектирования ВВЭР-1500 (выбор основных размеров и поверочный расчет);

• исходными данными и обоснованием для элементов оборудования ВВЭР-1000 Индийского проекта (выбор основных размеров и поверочный расчет);

• обоснованием работоспособности нижней плиты УЛР для проектаАЭС ВВЭР-1000 (поверочный расчет).

5.5 Заключение

Исходя из вышеизложенного, можно сделать следующие выводы: опорные ребра кожуха ограничителя УНОР, поддерживающие осевший корпус реактора ВВЭР-440, при отсутствии охлаждения начнут разрушаться через один - два часа после начала нагружения; корпус реактора ВВЭР-440 в условиях образования многослойной ванны расплава кориума на днище корпуса реактора и наружном водяном охлаждении не разрушается; высота опорных ребер плиты нижней УЛР для реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 не должна быть меньше 0, Зм, при этом в процессе термомеханического нагружения не происходит потери несущей способности опорных ребер УЛР.

1. Проблема удержания расплава активной зоны в корпусе реактора Обнинск.

2. Theofanous T.G. Some considerations on severe accidents at Loviisa // IVO Report, Jan. 1989.

3. Tuomisto H., Theofanous T. A consistent approach to severe accident management // Nucl. Eng. Des. 1994. V. 148. P. 171-183

4. Tuomisto H. In pursuit of consistency of completeness in the severe accident assessment and management // Proc. OECD Specialist Meeting on Severe Accident Management Implementation. Niantic, CT, 12-14 June, 1995.

5. Kymalainen O., Tuomisto H., Theofanous T. In-vessel retention of corium at the Loviisa plant//Nucl. Eng. Des. 1997. V. 169. P. 109-130.

6. Theofanous T.G. et al. In-vessel coolability and retention of a core melt // US Department of Energy. DOE/ID-10460. 1996.

7. Theofanous T.G. et al. In-vessel coolability and retention of a core melt // Nucl. Eng. Des. 1997. V. 169. P. 1-48.

8. Henry R.E. et al. Cooling of core debris within the reactor pressure vessel lower head // ANS Summer Meeting, Orlando, Florida, 1991.

9. Henry R.E., Fauske H.K. External cooling of a reactor vessel under severe accident conditions //Nucl. Eng. Des. 1993. V. 139. P. 31-43.

10. Hodge S.A. Identification and assessment of BWR in-vessel accident management strategies // ANS Trans. 1991. V. 64. P. 367.

11. Рогов М.Ф. и др. Анализ возможности удержания расплава кориума в корпусе ВВЭР при тяжелой аварии с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика. 1996. № 11. С. 12-15.

12. Самойлов О.Б. др. Исследования аварий с тяжелым повреждением активной зоны АЭС малой мощности // Теплофизика 99. Гидродинамика и безопасность АЭС. Обнинск, 28-30 сентября, 1999 г, с. 240-243.

13. Kolev N.I. SWR 1000 severe accident control through in-vessel melt retention by external cooling // Proceedings of ICONE 9. 9th International conference on nuclear engineering, Nice, France, April 8-12, 2001.

14. Epstein M., Fauske H. The Three Mile Island Unit 2 core relocation heat transfer and mechanism //Nuclear Technology. 1989. V. 87. P. 1021-1035.

15. Theofanous T.G. et al. Lower head integrity under steam explosion loads // Nucl. Eng. Des. 1999. V. 189. P. 7-57.

16. Распределение циркония между оксидной и металлической фазами расплава кориума. Отчет / Хабенский В.Б. и др. // НИТИ.- Сосновый Бор, инв. № 14.2.2/48, 2001.

17. Хабенский В.Б. и др. Влияние характеристик кориума на структуру ванны расплава // Отчет НИТИ, инв. № 14.2.2/0-38, 2003 г. —

18. Анализ эффективности устройства наружного охлаждения корпуса реактора. Отчет / Хабенский В.Б., Сулацкий А.А., Сидоров А.С. и др. // НИТИ.- Сосновый Бор, инв. №Т-1182, 2003.

19. Выбор буферного материала ловушки для удержания расплава активной зоны ВВЭР-1000 / Асмолов В.Г., Загрязкин В.Н., Исаев И.Ф. и др. // Атомная энергия. 2002. - Т. 92. - Вып. 1. - С. 7-18.

20. Устройство локализации расплава Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 / Сидоров

21. A.С., Недорезов А.Б., Рогов М.Ф. и др. // Теплоэнергетика. 2001. - № 9. -С. 8-13.

22. Экспериментальное исследование взаимодействия расплава кориума с жертвенным материалом устройства локализации ТАЭС. Отчет / Хабенский В.Б. и др. // НИТИ Инв. № Ф-17442. - Сосновый Бор, 2001.

23. Экспериментальные исследования взаимодействия расплава стали с жертвенным материалом и разработка математической модели взаимодействия. Отчет / Хабенский В.Б. и др. // НИТИ Инв. № Ф-17795. - Сосновый Бор, 2002.

24. Патент РФ № 2165652, 2001. / Система защиты защитной оболочки реакторной установки водо-водяпого типа. / Сидоров А.С., Носенко Г.Е., Грановский B.C. и др.

25. Патент РФ № 35463, 2004. / Устройство локализации и охлаждения кориума аварийного ядерного реактора водо-водяного типа. / Сидоров А.С., Хабенский1. B.Б., Бешта С.В. и др.

26. Евразийский патент № 003961, 2003. / Керамический материал для ловушки расплава ядерного реактора. / Павлова Е.А., Сидоров А.С., Соловейчик Э.Я. и др.

27. Патент РФ № 2214980, 2003. / Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора. / Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М. и др.

28. Патент РФ № 2215340, 2003. / Цемент для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. / Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М. и др.

29. Евразийский патент № 003961, 2003. / Керамический материал для ловушки расплава ядерного реактора. / Павлова Е.А., Сидоров А.С., Соловейчик Э.Я. и др.

30. Патент РФ № 2214980, 2003. / Бетон для ловушки расплава активной зоны атомного реактора. / Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М. и др.

31. Патент РФ № 2215340, 2003. / Цемент для ловушки расплава активной зоны ядерного реактора. / Бешта С.В., Витоль С.А., Миселев В.М. и др.

32. Устройство локализации расплава. Плита нижняя. Расчет прочности. Сейсмическое воздействие. ПКФ 428.04.000 РР6// Паршутип Н.Г., Сидоров А.С. ПКФ "Росэнергоатомпроект", 2001.

33. О. Зенкевич, Метод конечных элементов в технике, Москва, «МИР», 1975.

34. Р. Галлагер, Метод конечных элементов, Москва, «МИР», 1984.

35. Л.Сегерлинд, Применение метода конечных элементов, Москва, «МИР», 1979.

36. Расчет на прочность деталей машин. Справочник. Биргер И.А, Шорр Б.Ф., Иосилевич Г.Б., «Машиностроение», 1993.

37. Романов К.И., Машиноведение, №5, 1978.

38. Самарский А.А., Гулин А.В., Численные методы. Москва «Наука», 1989.

39. Теория тепломассообмена, Исаев С.И., Кожинов И.А., Кофанов В.И., Леонтьев А.И. и др., Изд. «Высшая школа», 1979.

40. Сопротивление материалов, Дарков А.В., Шпиро Г.С., «Высшая школа», М., 1965.

41. Малинин Н.Н., Прикладная теория пластичности и ползучести, «Машиностроение», М., 1968.

42. Малинин Н.Н., Романов К.И., «Известие вузов. Машиностроение», №8, 1977.

43. ПКФ 124 Д. Пакет программ для моделирования упруго-пластических деформаций в элементах оборудования АЭС в тяжелых авариях. «SPIDER», Методика расчета./ Истомина С.В., Сидоров А.С.// ПКФ «Росэнергоатомпроект», М., 2001.

44. Отчет о НИР Определение кратковременных механических свойств и параметров ползучести сплава 15Х2НМФА при температурах 20-800°С - МЭИ, Москва, 2003.

45. Отчет о НИР Определение кратковременных механических свойств и параметров ползучести сплава 15Х2НМФА при температурах 800-1300°С -МЭИ, Москва, 2003.

46. Карты механизмов деформации, Г. Дж. Фрост, М.Ф. Эшби, Челябинск, Металлургия, 1989.

47. Дефекты кристаллического строения металлов, И.И. Новиков, Москва, Металлургия, 1983. —

48. Тезисы доклада «Развитие новых подходов в МКЭ применительно к обоснованию работоспособности оборудования при запроектных авариях» -Научная сессия МИФИ -2003, (соавторы: Сидоров А.С.).

49. Тезисы доклада «Использование составного конечного элемента при анализе поведения оборудования АЭС методом конечных элементов в условиях тяжелой аварии» Научная сессия МИФИ - 2004, (соавторы: Сидоров А.С.).

50. Применение нового подхода дискретизации конструкций со сложной геометрией с использованием составного конечного элемента. Инженерная физика, №2, 2005, (соавторы: Сидоров А.С.).

51. Анализ работоспособности УЛР при тяжелой аварии. Заводская лаборатория (в печати), 2005, (соавторы: Сидоров А.С., Морозов Е.М.).

52. Исследование влияния последствий осадки корпуса реактора типа ВВЭР-1000 и ВВЭР-1500 на работоспособность УЛР при тяжелой аварии. 4-й межотраслевой семинар «Прочность и надежность оборудования», 2005, (соавторы: Сидоров А.С., Морозов Е.М.).

53. Устройство локализации расплава для АЭС с ВВЭР-1000. Проектные основы./ Чалый Р.В., Истомина С.В., Сидоров А.С., Недорезов А.Б., Рымаренко Е.А.// Семинар «Водный кипящий реактор: опыт и эксплуатация», г. Димитровград, 2005.

54. Охлаждение кориума в устройстве локализации расплава./ Чалый Р.В., Истомина С.В., Сидоров А.С., Недорезов А.Б., Рымаренко Е.А.// Семинар «Водный кипящий реактор: опыт и эксплуатация», г. Димитровград, 2005.