автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетное и экспериментальное обоснование системы быстрого ввода бора

На правах рукописи

ЕРМАКОВ Дмитрий Николаевич

РАСЧЕТНОЕ И ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЕ ОБОСНОВАНИЕ СИСТЕМЫ БЫСТРОГО ВВОДА БОРА

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

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

САНКТ-ПЕТЕРБУРГ - 2007

Работа выполнена в Федеральном государственном унитарном предприятии "Опытное конструкторское бюро "Гидропресс", г Подольск, Московской обл

Научный руководитель - доктор техн наук, член-корр РАН Драгунов Юрий Григорьевич

Официальные оппоненты -доктортехн наук - канд физ -мат наук, с н с

Безлепкин Владимир Викторович Ельшин Александр Всеволодович

Ведущая организация Проектно-конструкторский филиал ФГУП концерн «Росэнергоатом» (филиал «Росэнергоатомпроект»), Москва

Защита диссертации состоится 24 апреля 2007 г в 18-00 на заседании диссертационного совета Д 212 229.04 в ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет" по адресу

195251, Санкт-Петербург, ул Политехническая, 29

в аудитории 507 ПГК

С диссертацией можно ознакомиться в фундаментальной библиотеке ГОУ ВПО "Санкт-Петербургский государственный политехнический университет"

Автореферат разослан "23" марта 2007 г

Отзыв на автореферат, заверенный печатью учреждения, в двух экземплярах просим направить по вышеуказанному адресу на имя ученого секретаря диссертационного совета.

Факс (812)5521630 Е-тш1 квШ0@тш1т

Ученый секретарь у

диссертационного совета /"^У^ЕрУ ' КА Григорьев

Общая характеристика работы

Актуальность темы Осуществляемая Росатомом государственная политика России по ядерной энергетике определена Программой развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы и на период до 2010 года В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных атомных энергетических станций (АЭС) для строительства в следующем десятилетии.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу.

Современные международные нормы проектирования АЭС рекомендуют при разработке систем безопасности использовать различные физические принципы и технические средства (активные и пассивные) для реализации функций безопасности Применение разнопринципности обеспечивает глубокую защиту от отказов по общей причине и позволяет значительно повысить показатели надежности систем безопасности В рамках реализации этого подхода выполнены исследовательские работы по пассивным системам безопасности, в том числе в обоснование системы быстрого ввода бора (СБВБ)

Цель работы - исследования в обоснование эффективности системы быстрого ввода бора, включая исследования процесса вытеснения теплоносителем первого контура раствора борной кислоты из системы быстрого ввода бора

Научная новизна. Впервые выполнены экспериментальные и расчетные исследования в обоснование работоспособности и эффективности системы быстрого ввода, основанной на пассивном принципе Выявлены закономерности изменения концентрации борного раствора на выходе из гидроемкостей (ГЕ) системы

Предложены новые подходы к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты. Исследован характер процесса выдав-

ливания раствора бора и обоснована зависимость изменения концентрации борного раствора на выходе из гидроемкостей системы

Практическая ценность работы состоит в том, что результаты работы позволяют оценить изменение концентрации бора в первом контуре и продолжительность вытеснения раствора из гвдроемкостей в случае срабатывания системы и используются для расчетного обоснования работоспособности и эффективности системы

Представлены результаты анализа наиболее значимых для водо-водяных энергетическихреакторов ВВЭР-1000 проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации, для которых важно действие системы быстрого ввода бора - «Разрыв паропровода», «Выброс стержня органа регулирования системы управления и защиты» и «Неуправляемое извлечение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты», с наложением на них дополнительного отказа аварийной защиты

Автор защищает результаты экспериментальных и расчетных исследований в обоснование пассивной системы быстрого ввода бора

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации

Личный вклад автора. Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие во всех разработках по повышению безопасности АЭС с ВВЭР, включая расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, формирование научно-концептуальных положений в проектах АЭС с ВВЭР-1000

Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах в работах, положенных в основу представленной диссертации

Апробация работы. Разработанная технологическая схема системы быстрого ввода бора получила положительное решение при патентной экспертизе Технические решения, разработанные на основе полученных результатов, прошли экспертизы и реализуются в проектах АЭС с ВВЭР-1000

Основные результаты работы докладывались и обсуждались на научно-технических конференциях и семинарах, в том числе на- международ-

ных конференциях "Теттофизика-90" Обнинск 1991, 3-й научно-технической конференции "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР" Подольск 26-30 мая 2003 г, «Новая ядерная энергетика Болгарии», София (Болгария 23-26 сентября 2004

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, трех глав, заключения, списка литературы из 46 наименований, содержит 148 страниц текста, в том числе 94 рисунка, 21 таблица

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность выполненных исследований, определены цели и задачи работы, показана научная новизна и практическая значимость полученных результатов

В первой главе приведена общая постановка задачи исследования, проанализированы современные тенденции в развитии проектов систем безопасности на основе обзора технических решений по всем направлениям развития проектов АЭС с водоохлаждаемыми реакторами корпусного типа

Для вновь сооружаемых АЭС в рекомендациях МАГАТЭ (ЕМБАО-З) и в нормативных документах РФ появились формулировки, настоятельно призывающие снизить вероятность тяжелых аварий с плавлением активной зоны в 10 раз по сравнению с уровнем требуемых для действующих АЭС (до 10-5 1/реактор-год), а возможность недопустимого выброса радиоактивности, приводящего к необходимости эвакуации населения, в 10-100 раз (до 10-6-10-7 1/реактор-год)

Несмотря на снижение вероятности тяжелых аварий, проекты новых АЭС должны учитывать возможность возникновения запроектных, в первую очередь тяжелых аварий, и предусматривать меры (технические и организационные) для управления ими с целью уменьшения их вредных последствий

Проведено сравнение решений по обеспечению безопасности двух самых современных российских проектов с ВВЭР-1000, которые могут

быть отнесены к станциям третьего поколения, разработаны и реализуются - АЭС 91/99 и АЭС-92

Предложен концептуальный подход к определению минимально достаточного количества органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) и эффективности аварийной защиты (АЗ) ВВЭР, который включает в себя использование вероятностных аргументов при определении эффективности аварийной защиты при отказах различного числа органов регулирования, предложения по приведению нормативной базы в соответствие с современной идеологией обоснования безопасности,, снижение избыточного кон-~~ серватизма при прове-

дении теплогидравличе-ского анализа Для этого используются реалистические объединенные коды с трехмерной нейтронной кинетикой и теплогидродинами-кой, а также более реалистические наборы исходных данных по ней-тронно-физическим параметрам.

На рис 1 и 2 представлены вероятностные распределения эффективности АЗ при несрабатывании различных количеств ОР СУЗ Под несрабатыванием или отказом ОР СУЗ здесь понимается его зависание в промежуточном положении по высоте активной зоны,

04 05 06 07 08 Эффективность АЗ, сане д.

10 8

6 Н 4 2

- Несрабатывание 10 ОР

- Несрабатывание 30 ОР

- Несрабатывание 49 ОР

06 07 08 0£

Эффективность АЗ, отед

а - ОР зависают по всей высоте активной зоны равновероятно Нмах=100%, Нмин=0%, б - ОР зависают в нижней трети активной зоны равновероятно Нмах=30%, Нмин=0%

Рис 1 - Вероятностные распределения эффективности АЗ при несрабатывании различного числа

выбираемом как случайная величина, равномерно распределенная в диапазоне от минимального значения Нмин (0% высоты от низа активной зоны) до максимального Нмах (100% на рис 1а, 2а и 30% на рис 16, 26) Равновероятное зависание по всей высоте активной зоны (Нмах=100%) является консервативным предположением, а равновероятное зависание в нижней трети активной зоны (Нмах=30%) является более реалистичным, с учетом данных по фактам зависания ОР СУЗ, имевшим место в 90-х годах на Российских и зарубежных реакторах

Моделировались различные количества несработавших ОР СУЗ - от одного до полного их числа (49 шт) Номер ячейки с отказавшим ОР СУЗ моделируется также как случайная величина, равновероятная по всем ОР

Для формирования представительных статистических распределений каждая кривая на базовом рис 1 получена путём расчетов по БИПР-7А с

ГСЧ большого количества (до 10 тысяч) состояний -статистических испытаний, с конкретной реализацией номеров ячеек с зависшими ОР СУЗ и их положения по высоте активной зоны

Абсолютное расчетное значение эффективности АЗ в горячем состоянии на нулевой мощности составило 5,8% Эффективность АЗ без учета одного ОР с максимальной эффективностью, зависшего в крайнем верхнем положении "АЗ минус 1 ОР" как минимум должна компенсировать мощ-

< Количество зависших ОР, шг

Количество зависших ОР, шг

а - ОР зависают по всей высоте активной зоны равновероятно Нмах=100%, Нмин=0%, б - ОР зависают в нижней трети активной зоны равновероятно Нмах=30%, Нмин=0% Рис 2 - Эффективность АЗ в зависимости от числа зависших ОР для различных вероятностей

ностной эффект реактивности, т е гарантированно обеспечить перевод реактора в горячее состояние на нулевой мощности Поэтому эффективность "АЗ минус 1 ОР" (рис 2а - эффективность АЗ -0,82 отн ед для Р=100%) будет далее приниматься в качестве ориентира

На рис 1 и 2 эффективности АЗ представлены в относительных единицах по отношению к полной эффективности АЗ, относящейся к случаю срабатывания всех ОР Это придает рисункам универсальный характер, практически не зависящий от момента кампании и конкретной загрузки (в которых меняются только значения абсолютной эффективности АЗ) Значения эффективностей АЗ и вероятностей на рис 1 и 2 следует понимать как "не менее" указанной их величины На основе базовых распределений (рис 1) рассчитаны вероятности реализации (50, 95, 99 и 100 %) значений эффективности АЗ Условному значению 50% (медиане) примерно соответствует наиболее вероятная эффективность АЗ, т е реализуемая с максимальной частотой в статистических испытаниях Значения 95, 99 и 100% указывают на минимальные вероятности реализации, находящиеся в диапазонах (95%, 99%], (99%, 99,99%], (99,99%, 100%] соответственно. Физический смысл значения вероятности 100% соответствует абсолютному минимальному значению эффективности АЗ, те детерминистическому моделированию наиболее эффективной компактной конфигурации из определенного числа ОР СУЗ, зависших в верхнем положении, на высоте Нмах Такое значение эффективности было бы получено как предельная точка с левой стороны распределений на рис 1 при неограниченном числе статистических испытаний Соответственно предельная точка с правой стороны распределений на рис 1 при неограниченном числе статистических испытаний соответствует состоянию с введением ОР в нижнее положение, до высоты Нмин

Из представленной на рис 1, 2 информации можно сделать следующие выводы относительно значений эффективностей АЗ, реализуемых при несрабатывании различного числа ОР

- довольно большая величина дисперсии распределений кривых на рис 1 свидетельствует о перспективности предложенного вероятностного подхода к обоснованию критериев успеха АЗ,

- минимальная эффективность АЗ с отказом до четырех ОР, реализуемая с вероятностью не менее 95% (Р >95%) оказывается не ниже эффек-

тивности "АЗ минус 1 ОР" (рис За - эффективность АЗ -0,82 отн ед для Р=100%) В настоящее время оцененная в проекте вероятность отказа четырёх ОР СУЗ не превышает величины 1 10-8 на требование Однако оставшаяся эффективность АЗ обеспечит глушение реактора с вероятностью не менее 95% Таким образом, предлагаемый вероятностный подход позволяет прояснить глубокий смысл и вероятностную основу постулирования простого количественного принципа "АЗ минус 1 ОР" (Р = 100%) в качестве одного из ключевых принципов для обоснования безопасности в детерминистическом приближении,

- при зависании всех 49 ОР эффективность АЗ (Р >95%) будет не ниже эффективности АЗ при зависании до 6-7 ОР в верхнем положении на высоте Нмах (рис 2а, 26, Р = 100%),

- при зависании до 30 ОР в нижней трети активной зоны эффективность АЗ (Р >95%) будет не ниже эффективности "АЗ минус 1 ОР" -0,82 отн ед (рис 26, Р = 100%) Данный вывод свидетельствует о незначительной потере эффективности как при небольшом неперекрытии активной части топлива поглотителем после полного введения ОР СУЗ в активную зону, так и при реальных зависаниях ОР СУЗ, имевших место ранее на отдельных реакторах РМ и ВВЭР-1000

Представлено описание системы быстрого ввода бора, обоснованию которой посвящена данная работа Система быстрого ввода бора является специальной системой для управления запроектными авариями без срабатывания аварийной защиты и предназначена для перевода активной зоны реактора в подкритическое состояние путем ввода концентрированного раствора борной кислоты в первый контур совместно с активной системой аварийного ввода бора в условиях отказа системы аварийной защиты реактора

Система быстрого ввода бора состоит из четырех независимых друг от друга каналов, установленных на байпасе главных циркуляционных насосов (ГЦН) всех циркуляционных петель, каждый из которых включает в себя емкость с раствором борной кислоты и трубопроводы подключения, соединяющие емкость с главным циркуляционным трубопроводом

В случае аварии и не введения в активную зону стрежней системы управления и защиты открывается запорная арматура и под действием пе-

репада давления на ГЦН раствор бора вытесняется теплоносителем из ГЕ в первый контур

Во второй главе представлены результаты экспериментальных исследований системы быстрого ввода бора

Изучение выдавливания раствора бора из ГЕ на экспериментальной установке проводилось путем подачи горячей воды в модель (масштаб 1 4), заполненную холодной водой, то есть изменение концентрации борного раствора моделировалось изменением температуры воды

Измерение температуры проводилось термоэлектрическими преобразователями, установленными на входе и выходе модели, а также на пяти зондах, равномерно размещенными по их высоте, внутри модели.

Подобие изучаемого на экспериментальной установке процесса вытеснения раствора натурному обеспечивалось определенной, заданной заранее величиной расхода горячей воды через модель

Опыты проводились как при постоянных, так и переменных расходах горячей воды через модель Для имитации спада расхода теплоносителя через ГЕ на выбеге ГЦН экспериментальная установка имела регулятор расхода, состоящий из шести параллельных, последовательно открывающихся клапанов Изменение расхода при помощи регулятора производилось ступенями так, чтобы максимально приблизиться к расчетной кривой падения расхода на выбеге ГЦН

Исследования состояли из трех серий экспериментов Первая серия экспериментов проводилась на модели с коленами Ду 50 соответствующей в выбранном масштабе проектной конструкции ГЕ Она включала двенадцать опытов при постоянных расходах горячей воды через модель, которые изменялись от 3 до 24 мЗ /ч, и шесть опытов с регулятором расхода

Вторая серия экспериментов проводилась на модели с коленами уменьшенного диаметра Ду 26, то есть при увеличенных скоростях горячей воды, поступающей в ёмкость Серия состояла из 18 опытов с постоянными расходами воды через модель, изменяющимся в диапазоне от 2 до 25 мЗ/ч При этом скорость воды в колене изменялись от 0,4 Уном до 13,1 Уном , где Уном = 2,8 м/с - скорость, соответствующая расходу теплоносителя через натурную ГЕ в случае работы четырех петель

Третья серия экспериментов была проведена на модели с вертикальной перегородкой. Исследовалось влияние перегородки на процесс перемешивания внутри ёмкости.

Исследования проводились в широком диапазоне изменения расходов горячей воды через модель от 2 до 24 мЗ/ч.

Выявлены закономерности вытеснения раствора из гидроемкостей при срабатывании системы.

.' л -.

9 ЙЛ^

." ' | .. ■

1

1

0 .0 ,0 Г

- 3.1 и3/*; / - 4,3 «"/ч; * - "7.6 -"/ч; - *- 11,5 ы^/ч; • - 12,9 и'/ч; /- 14,0 к»/ч1 к- 16,1 «=/ч! 16,1 м»/ч; А - 19,6 и3/*; ш - 21,0 м*/*; ♦ - 21,5 о - 24,2 и"/ч.

Установлено, что вытеснение раствора борной кислоты из гидроемкостей теплоносителем первого контура при срабатывании системы быстрого ввода бора достаточно близко к "поршневому" выдавливанию: Вначале примерно 30-40 % раствора борной кислоты из ГЕ будет вытесняться путём чисто "поршневого" выдавливания. Далее концентрация бора на ее выходе начнет уменьшаться. Основные результаты приведены на рис.3.

Рис. 3 Изменение относительной температуры воды на входе и выходе модели при различных расходах

Изменение температуры воды в модели представлялось в виде функции относительного времени ее заполнения

■Нг),

где т =

^ зап

Уи ■ 3600 0и с.„ -с,

время заполнения модели, с.

г„-г„ ~ т-т„ '

Изменение относительной температуры воды (концентрации бора) на выходе ГЕ может быть аппроксимировано функциями.

0 = 1-<й>3

0= 1-Й2 [1 + 0,95(5/-1)°']

при 0<(с <1 при 1 < у/ < 3

Исследован характер процесса выдавливания раствора бора и получена закономерность изменения концентрации борного раствора на выходе гидроемкостей системы быстрого ввода бора, которая рекомендована для расчетного обоснования работоспособности и эффективности системы

Примерно 80 % раствора вытесняется из нее за время, равное времени заполнения гидроемкостей теплоносителем Полное время вытеснения раствора борной кислоты из гидроемкостей равно удвоенному времени ее заполнения теплоносителем

Выполнен анализ автомодельности Показано, что гидродинамические процессы в гидроемкостях автомодельны в широком диапазоне изменения расходов, что позволяет уверенно переносить результаты модельных исследований на натурную установку

В главе 3 представлены результаты анализа для ВВЭР-1000 наиболее значимых проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации реак-тивностного типа,- для которых важно действие системы быстрого ввода бора (СБВБ) «Разрыв паропровода», «Выброс органа регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ)» и «Неуправляемое извлечение рабочей группы ОР СУЗ», с наложением на них дополнительного отказа аварийной защиты

В ВВЭР системами останова реактора, помимо аварийной защиты, являются традиционная система аварийного вода бора (САВБ) насосами и, для некоторых новых проектов (В-412, В-392Б, В-392, В-448) - специальная система быстрого ввода бора В аспекте эффективности, т е ввода отрицательной реактивности, каждая из этих систем способна рано или поздно перевести и поддерживать активную зону в подкритическом состоянии Хотя по быстродействию СБВБ значительно превосходит систему САВБ, однако количественными приемочными критериями являются проектные пределы повреждения топлива, установленные для проектных аварий (ПА) Поэтому каждая из этих систем потенциально способна выполнить требуемую функцию и в аспекте быстродействия, что подтверждается расчетами

Анализ проводился в приближении «разумно достаточного консерватизма», по исходным данным, начальным и граничным условиям, выбранном на основе современной идеологии обоснования безопасности для таких аварий Анализ переходного процесса проведен с использованием программного комплекса ТРАП-КС, объединяющим программу ДИНАМИКА-97 и модули для расчета процессов межпетлевого перемешивания в реакторе (КАМЕРА) и модуль пространственной кинетики активной зоны КАРТА разработанный в НИТИ им А П Александрова Комплекс ТРАП-КС находится в стадии опытной эксплуатации

Основные исходные данные и характеристики систем и оборудования реакторной установки, влияющие на протекание аварийного процесса, выбраны консервативно Рассмотрено большое количество вариантов, моделируются сценарии без срабатывания системы быстрого ввода бора (СБВБ) и с ее срабатыванием, и сравниваются их результаты по выполнению приемочных критериев Варьируются исходные данные, граничные и начальные условия - мощность (100 и 1 процентов от номинальной), кампания (первая и стационарная), момент кампании (начало и конец), наличие или отсутствие дополнительных отказов, в частности «обесточивание», уровень консерватизма

В таблице 1 представлены рассмотренные варианты и главные результаты анализа

Из рассмотрения полученных результатов и представленных в таблице 1 по группе вариантов "Разрыв паропровода" можно сделать следующие выводы

- повышение концентрации борной кислоты (с 16 до 40 г/кг) переводит активную зону в подкритическое состояние значительно быстрее, к моменту 500 с без срабатывания СБВБ При этом ввод отрицательной реактивности может иметь более благоприятный монотонный характер без заметного повышения реактивности в процессе охлаждения активной зоны;

Таблица 1 - Наихудшие значения критериальных параметров, достигаемые в процессе переходных режимов

Описание режима, ссылка на рисунки (номер сравниваемого режима) Выпаян ение лриёмо чных критерн ев N % Н», Кампания реактора Момент камлании Номера отключав мыхГЦН Наличие (срабатыв анис) СЕВЕ Приемочные критерия Шпккд КГ

Т, ■с свеж/ выг т„ ■с Рь МПа Рп, МЙа 11

135%/П0% отрасч.

2840/ 2570 1200 23,8/ 19,4 10,6/ 8,6 ■

Наихудшие значения критериальных параметров, достигаемые в процессе переходных режимов

1 2 3 4 5 6 7 8 9 Ю И 12 13

1 Разрыв паропровода

-режим 11 Да 100 Сгац. Конец 2 Нет 1625 354 17,2 8,5 2,81 0

- режим 1 2 Да 100 Стаи Конец Нет Нет 2003 355 18,8 8,5 2,31 2070

режим 1 3 Да 100 Огац. Конец 1-4 Нет 1926 361 18,6 8,5 187 784

-режим14 Да 100 Стац. Конец 2 Да 1533 347 15,6 7,9 2,86 0

-режим 1 5 Да 100 Ста«. Конец Нет Да 1604 347 7,8 2,76 0

-режим! б Да 100 Сгац. Конец 1-4 Да 1465 347 8,0 2,88 0

- режим 12увешта площ. теплообм. Да 100 Стац. Конец Нет Нет 2008 354 17,1 8.5 2,3.1 0

- режим 1 1 варьируются сценарии Да 100 Стац. Конец 2 Нет 1601 352 17,4 85 2.90 0

- режим 1 2 варьируются сценарии Да 100 Стац. Конец Нет Нет 2082 357 18 7 86 235 2175

- режим 13 варьируются сценарии Да 100 Стац. Колец 1-4 Нет 1954 361 18,6 8,5 1,91 1812

2 Неуправляемый ход

-реэкйм21 Да 1 Стац. Нач Нет Нет 615 17,1 8,5 0

-режим 2 2 Да 100 Стаи Нач Нет Нет 1211 360 18,8 97 3 23 24400

-режим2 3 Да 100 1 год Нач Нет Нет 1421 362 18,8 10,4 2,32 29700

-режим24 Да 100 1 год Нач Нет Да 1421 352 17,7 8,5 2,62 0

3 Выброс стержня

- режим 3 1 выброс одвота ОР СУ} Да 100 Стац Нач Нет Нет 1245 354 18 8 92 321 >15120

- режим 3 2 выброс двуч ОР СУЗ Да 100 Стаи Нач Нет Нет 1371 359 18 8 9,4 2,76 21660

- резим 3.3 выброс одного ОР СУЗ Да 100 1 год Нач Нет Нет 1388 356 18,8 95 2,77 20190

- режим 3 4 выброс одного ОР СУЗ Да 100 1 год Нач Нет Да 1387 346 164 <8.5 196 0

- дополнительные отказы, которые состоят в неотключении ГЦН на второй петле с аварийным парогенератором либо в полном обесточивании ухудшают положение Однако даже в этих маловероятных сценариях за-проектных аварий (ЗПА) имеет место выполнение приёмочных критериев и без возникновения кризиса теплообмена Важно при этом знать и моделировать более реальное перемешивание петлевых потоков теплоносителя в реакторе, которое может еще облегчить выполнение приемочных критериев Поэтому рекомендуется продолжение изучения перемешивания петлевых потоков теплоносителя как на экспериментальном стенде, так и на действующем энергоблоке с ВВЭР-1000,

- критерии по давлению первого контура выполняется не только для 135 %, но и для 110 % от расчетного давления контуров в режиме без срабатывания СБВБ, однако во всех случаях имеет место значительная масса выброшенного теплоносителя через предохранительные клапаны компенсатора давления,

- срабатывание СБВБ совместно с САВБ приводит к существенному смягчению протекания всех рассмотренных режимов, выполнению приемочных критериев в них, к значительно более быстрому достижению и поддержанию подкритичности 1 % и отсутствию выброшенного теплоносителя через предохранительные клапаны компенсатора давления

Из рассмотрения полученных результатов и представленных в таблице 1 по группам вариантов "Неуправляемое извлечение регулирующей группы" и "Выброс ОР СУЗ" можно сделать следующие выводы

- все режимы протекают с выполнением приемочных критериев без срабатывания СБВБ,

- срабатывание СБВБ совместно с САВБ приводит к значительному смягчению протекания всех рассмотренных режимов, но к значительно более быстрому достижению и поддержанию подкритичности 1 % и отсутствию выброшенного теплоносителя через предохранительные клапаны компенсатора давления

В результате анализа показано, что протекание всех рассмотренных режимов, в том числе и с дополнительными отказами, обеспечивает выполнение приемочных критериев без срабатывания СБВБ В то же время действие СБВБ совместно с САВБ значительно смягчает протекание таких

режимов, приводит к значительно более быстрому достижению и поддержанию подкритичности 1 % и отсутствию выброшенного теплоносителя через предохранительные клапаны компенсатора давления

В данной работе не рассматривалось перемешивание петлевых потоков теплоносителя, изучение которого рекомендуется продолжать как на экспериментальном стенде, так и на действующем энергоблоке с ВВЭР-1000 для последовательного уточнения расчетных анализов

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1 Исследован характер процесса выдавливания раствора бора и получена закономерность изменения концентрации борного раствора на выходе гидроемкостей системы быстрого ввода бора, которая рекомендована для расчетного обоснования работоспособности и эффективности системы

2 Выявлены закономерности вытеснения раствора из гидроемкостей при срабатывании системы Установлено, что вытеснение раствора борной кислоты из гидроемкостей теплоносителем первого контура при срабатывании системы быстрого ввода бора достаточно близко к "поршневому" выдавливанию примерно 80 % раствора вытесняется из нее за время, равное времени заполнения гидроемкостей теплоносителем Полное время вытеснения раствора борной кислоты из гидроемкостей равно удвоенному времени ее заполнения теплоносителем

3 Выполнен анализ автомодельности Показано, что гидродинамические процессы в гидроемкостях автомодельны в широком диапазоне изменения расходов, что позволяет уверенно переносить результаты модельных исследований на натурную установку

4 Выполнен анализ наиболее значимых для ВВЭР-1 ООО проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации, для которых важно действие системы быстрого ввода бора - «Разрыв паропровода», «Выброс стержня органа регулирования системы управления и защиты» и «Неуправляемое извлечение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты», с наложением на них дополнительного отказа аварийной защиты Анализ проведен с помощью расчетного комплекса ТРАП-КС в приближении «разумно достаточного консерватизма» Показано, что действие системы быстрого ввода бора значительно смягчает протекание режимов

5 Предложен концептуальный подход к определению минимально достаточного количества органов регулирования системы управления и защиты и эффективности аварийной защиты ВВЭР Он включает в себя новый вероятностный метод определения эффективности аварийной защиты при отказах различного числа органов регулирования, использование вероятностных методов, снижение избыточного консерватизма

при проведении теплогидравлического анализа Для этого используются реалистические объединенные коды с трехмерной нейтронной кинетикой и теплогидродинамикой, а также более реалистические наборы исходных данных по нейтронно-физическим параметрам

6. На основе результатов исследований разработаны схемные и конструктивные решения по системе быстрого ввода бора, которые внедрены в проектах с ВВЭР

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1 Новый концептуальный подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР / Г Л Пономаренко, СБ Рыжов, М А Быков, Д Н Ермаков // Атомная энергия 2006 № 3

2 Эволюция развития проектов реакторных установок с реакторами типа ВВЭР-1000/ ЮГ Драгунов, СБ Рыжов, ДН Ермаков и др // Вопросы атомной науки и техники, серия «Обеспечение безопасности АЭС», Научно-технический сборник, выпуск 11,2005, С 3-20

3 Ermakov D N, Dragunov Yu G, Ryzhov S В, Repm AI Reactor Plant for "Belene" NPP Completion International Conference "NEW NUCLEAR POWER IN BULGARIA", Sofia (Bulgaria) 23-26 Sep 2004

Отпечатано ФГУП ОКБ «Гидропресс» 21 03 2007 г, 100 экз 142103, Московская обл , г Подольск, ул Орджоникидзе, 21

Содержание.

Перечень обозначений и сокращений.

Введение

1 Оптимизация конфигурации систем безопасности

1.1 Современные требования к системам безопасности и пути их реализации.

1.2 Обзор технологических решений в проектах АЭС.

1.3 Использование вероятностного анализа безопасности к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты.

1.4 Вероятностное моделирование эффективности аварийной защиты при множественных отказах органов регулирования.

1.5 Система быстрого ввода бора (ЮЗ).

2 Экспериментальные Исследования в обоснование системы быстрого ввода бора

2.1 Цель экспериментов.

2.2 Описание экспериментальной установки.

2.3 Результаты измерений и методика их обработки.

2.4 Анализ полученных результатов.

Актуальность темы

Осуществляемая Росатомом государственная политика России по ядерной энергетике определена Программой развития атомной энергетики РФ на 1998-2005 годы и на период до 2010 года [1]. В ней поставлены задачи обеспечения безопасного и рентабельного функционирования ядерно-энергетического комплекса и создания усовершенствованных АЭС для строительства в следующем десятилетии.

Безопасность настоящего поколения реакторов обеспечивается, главным образом, увеличением числа различных систем безопасности и систем ограничения выхода активности, ужесточением требований к оборудованию и персоналу.

Современные международные нормы проектирования АЭС рекомендуют при разработке систем безопасности использовать различные физические принципы и технические средства (активные и пассивные) для реализации функций безопасности. Применение разнопринципности обеспечивает глубокую защиту от отказов по общей причине и позволяет значительно повысить показатели надежности систем безопасности. В рамках реализации этого подхода выполнены исследовательские работы по пассивным системам безопасности, в том числе в обоснование системы быстрого ввода бора.

Цель работы

Исследования в обоснование эффективности системы быстрого ввода бора, включая исследования процесса вытеснения теплоносителем первого контура раствора борной кислоты из системы быстрого ввода бора.

Научная новизна

Впервые выполнены экспериментальные и расчетные исследования в обоснование работоспособности и эффективности системы быстрого ввода, основанной на пассивном принципе. Выявлены закономерности изменения концентрации борного раствора на выходе из гидроемкостей системы.

Предложены новые подходы к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты. Исследован характер процесса выдавливания раствора бора и обоснована зависимость изменения концентрации борного раствора на выходе из гидроемкостей системы

Практическая ценность работы.

Результаты работы позволяют оценить изменение концентрации бора в первом контуре и продолжительность вытеснения раствора из ГЕ в случае срабатывания системы и используются для расчётного обоснования работоспособности и эффективности системы.

Представлены результаты анализа наиболее значимых для ВВЭР-1000 проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации, для которых важно действие системы быстрого ввода бора - «Разрыв паропровода», «Выброс стержня органа регулирования системы управления и защиты» и «Неуправляемое извлечение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты», с наложением на них дополнительного отказа аварийной защиты.

Предмет защиты

Автор защищает результаты экспериментальных и расчетных исследований в обоснование пассивной системы быстрого ввода бора.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.

Личный вклад автора

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие во всех разработках по повышению безопасности АЭС с ВВЭР, включая расчетные обоснования, анализ опытных и эксплуатационных данных, формирование научно-концептуальных положений в проектах АЭС с ВВЭР-1000.

Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах в работах, положенных в основу представленной диссертации.

Основные результаты работы докладывались автором на научно-технических конференциях и семинарах.

Автор выражает благодарность научному консультанту, кандидату технических наук, Пономаренко Г.Л.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Исследован характер процесса выдавливания раствора бора и получена закономерность изменения концентрации борного раствора на выходе гидроемкостей системы быстрого ввода бора, которая рекомендована для расчётного обоснования работоспособности и эффективности системы.

2. Выявлены закономерности вытеснения раствора из гидроемкостей при срабатывании системы. Установлено, что вытеснение раствора борной кислоты из гидроемкостей теплоносителем первого контура при срабатывании системы быстрого ввода бора достаточно близко к "поршневому" выдавливанию: примерно 80% раствора вытесняется из неё за время, равное времени заполнения гидроемкостей теплоносителем. Полное время вытеснения раствора борной кислоты из гидроемкостей равно удвоенному времени её заполнения теплоносителем.

3. Выполнен анализ модельности. Показано, что гидродинамические процессы в гидроемкостях автомодельны в широком диапазоне изменения расходов, что позволяет уверенно переносить результаты модельных исследований на натурную установку.

4. Выполнен анализа наиболее значимых для ВВЭР-1 ООО проектных аварий и нарушений нормальной эксплуатации, для которых важно действие системы быстрого ввода бора - «Разрыв паропровода», «Выброс стержня органа регулирования системы управления и защиты» и «Неуправляемое извлечение рабочей группы органов регулирования системы управления и защиты», с наложением на них дополнительного отказа аварийной защиты. Анализ проведен с помощью расчётного комплекса ТРАП-КС в приближении «разумно достаточного консерватизма». Показано, что действие системы быстрого ввода бора значительно смягчает протекание режимов.

5. Предложен концептуальный подход к определению минимально достаточного количества органов регулирования системы управления и защиты и эффективности аварийной защиты ВВЭР[22]. Он включает в себя новый вероятностный метод определения эффективности аварийной защиты при отказах различного числа органов регулирования, использование вероятностных методов, снижение избыточного консерватизма при проведении теплогидравлического анализа. Для этого используются реалистические объединённые коды с трёхмерной нейтронной кинетикой и теплогидродинамикой, а также более реалистические наборы исходных данных по нейтронно-физическим параметрам.

6. На основе результатов исследований разработаны схемные и конструктивные решения по системе быстрого ввода бора, которые внедрены в проекте.

1. Программа развития атомной энергетики Российской Федерации на 1998-2005 годы и на период до 2010 года: Постановление Правительства Российской Федерации от 21 июля 1998 г. № 815.

2. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века (основные положения), 21.12.1999

3. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97 НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97), Москва, 1997г.

4. Safety Issues and Their Ranking for WWER-1000 Model 320 Nuclear Power Plants, IAEA-EBP-WWER-05, March 1996

5. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Глубо-коэшелонированная защита в ядерной безопасности, INSAG-10,МАГАТЭ, Вена (1998)

6. INTERNATIONAL NUCLEAR SAFETY ADVISORY GROUP, Basic Safety Principles for Nuclear Power Plants,75-INSAG-3 Rev.l,INSAG-12,IAEA, Vienna (1999).

7. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Обеспечение качества для безопасности атомных электростанций и других ядерных установок, Свод положений и руководства по безопасности^ 1-Q14,Серия изданий по безопасности,№50-C/SG-Q, МАГАТЭ, Вена (1998).

8. МЕЖДУНАРОДНОЕ АГЕНТСТВО ПО АТОМНОЙ ЭНЕРГИИ, Безопасность ядерных установок, Серия изданий по безопасности,№1 10,МАГАТЭ, Вена (1994).

9. Status of advanced light water cooled reactor designs 1996, International Atomic Energy Agency Report IAEA-TECDOC-968, Vienna (September 1997).

10. IAEA, 1997b Advances in heavy water reactor technology (TCM, Mumbai, India, 29 Jan.-l Feb. 1996), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC- 984, Vienna (November 1997).

11. Terms for describing new, advanced, nuclear power plants, IAEA, TEC-DOC-936 (April 1997

12. Technologies for improving the availability and reliability of current and future water cooled nuclear power plants (TCM Argonne, IL, 8-11 September 1997), International Atomic Energy Agency Report, IAEA-TECDOC-1054, Vienna (November 1998)

13. Int. Symposium on Evolutionary Water Reactors: Strategic Issues, Technologies and Economic Viability, Seoul, Republic of Korea, 30 November-4 December 1998, IAEA-SM-353.

14. SFEN/KTG Conference on EPR Project (European Pressurized Reactor), Strasbourg (France), 13-14 Nov. 1995.

15. Advanced Light Water Reactor Utility Requirements Document, Volumes I, II, and III, EPRI Report NP 6780-L, Palo Alto, California, September 1990.

16. Chang, S., NO, H.C., Baek, W.-P. and Lee S.-I., 1997, Korea looks beyond the next generation, Nucl. Eng. Int., February 1997,12-16.

17. Advanced Power Reactor 1400 : Technology and Prospects, Presented at the 17th KAIF/KNS AnnualConference Embedded Special Meeting, April 2002

18. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89, ПНАЭ Г-1-024-90, Москва, 1990.

19. Лисенков Е.А., Левин В.Н., Лепешонкова Т.М., Быков М.А., Сиряпин В.Н. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск) Теплогидравлические расчеты для ВАБ первого уровня. 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 2003г.

20. Программа БИПР-7А. Паспорт аттестации ГАН РФ №84 от 18.12.1997 г.

21. Программа САПФИР95.1. Паспорт аттестации ГАН РФ №205 от 15.12.2005 г.

22. Программа CAПФИP95&RCBBЭP. Паспорт аттестации ГАН РФ №206 от 15.12.2005 г.

23. Ульяновский В.Н., Логвинов С.А, Салий Л.А. Гидравлические процессы при срабатывании системы быстрого ввода бора. Трудымеждународного семинара «Теплофизика-90» в 2-х томах. Том I., Обнинск, 1990г.

24. Ульяновский В.Н., Безруков Ю.А., Логвинов С.А., Салий Л.А. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск). Вытеснение раствора бора из ёмкостей СБВБ. 3-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 2003г.

25. Д.В. Ульяновский. (ФГУП ОКБ "ГИДРОПРЕСС", Подольск). Вытеснение раствора борной кислоты из Ёмкостей СБВБ. Конференция молодых специалистов, Подольск, 2007г.

26. А.Дж.Рейнольдс. Турбулентные течения в инженерных приложениях. Москва, "Энергия", 197931 .С.С. Кутателадзе. Моделирование теплоэнергетического оборудования. Москва, "Энергия", 1966.

27. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций ПБЯ РУ АС-89, ПНАЭ Г-1-024-90, Москва, 1990.

28. Программа для ЭВМ. Расчет нестационарных режимов энергетических установок с ВВЭР «Динамика-97». Методика расчета. 8624607.00467019001. ОКБ «Гидропресс», 1998 (Паспорт аттестации ГАН России №110 от 02.09.99).

29. Г.Л.Пономаренко, М.А.Быков, А.К.Подшибякин. Моделирование детализированных распределений мощности в активной зоне ВВЭР для анализов безопасности. Атомная энергия, том 94, вып. 5, Май 2003, стр. 339-344.

30. Ю.А.Безруков, Ю.Г.Драгунов, С.А.Логвинов, В.Н.Ульяновский. Исследование перемешивания потоков теплоносителя в корпусе реактора ВВЭР. 13 симпозиум AER по вопросам физики и безопасности ВВЭР. 22-26 сентября, 2003, Дрезден, Германия.

31. Г.Л.Пономаренко, М.А.Быков, Г.В.Алёхин. Предварительное обоснование исследования перемешивания теплоносителя методом борного регулирования. ВАНТ, серия "Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 7. "РУ с ВВЭР", Подольск, 2004 г. стр. 61-74.

32. Г.Л.Пономаренко, М.А.Быков, Г.В.Алёхин. (ФГУП ОКБ "ГИДРО

33. ПРЕСС", Подольск). Обоснование исследования перемешивания теплоносителя методом борного регулирования. 4-я научно-техническая конференция "ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВВЭР", Подольск, 2005г.

34. T.L.Schulz, DJoynson, R.Mayson. ABILITY OF AP600 TO MEET UK LICENSING REQUIREMENTS. Proceedings of ICONE 8, ICONE-8514. 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA.

35. T.L.Schulz, R.M.Kemper, A.F.Gagnon. AP1000 PASSIVE SAFETY SYSTEM DESIGN AND ANALYSIS. Proceedings of ICONE 8. ICONE-9581. 8th International Conference on Nuclear Engineering, April 2-6, 2000, Baltimore, MD USA.

36. AP1000 Passive Safety System Design and analysis, T. L. Schulz, R. M.

37. Kemper, A. F. Gagnon, Westinghouse Electric Company, 9 International Conference on Nuclear Engineering ICONE 9,8-12 April 2001

38. Г.Л.Пономаренко, С.Б.Рыжов, М.А.Быков, Д.Н.Ермаков. Новый концептуальный подход к определению минимально достаточной эффективности аварийной защиты ВВЭР. Атомная энергия, Март 2006.