автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетное обоснование безопасности АЭС с быстрым реактором при течах натриевого теплоносителя

Введение.

Глава 1. Состояние вопроса.

1.1. Обзор течей натрия, имевших место на различных реакторах.

1.2. Обзор вычислительных программ, используемых для расчета последствий горения натрия.

Глава 2. Методика расчета последствий горения натрия в "луже" и ее обоснование.

Вычислительная программа ВОХ98.

2.1. Описание физической и математической моделей программы ВОХ98.

2.2. Обоснование расчетной методики программы ВОХ98.

2.3.Сравнение результатов расчетов, полученных при использовании программ

В0X98 и CONTAIN-LMR.

Глава 3. Методика расчета последствий выброса натриевых аэрозолей в атмосферу и ее обоснование. Вычислительная программа AERO.

3.1. Описание программы AERO.

3.2. Обоснование расчетной методики программы AERO.

Глава 4. Методика расчета последствий аварии со смешанным горением натрия.

4.1 Постановка задачи.

4.2.Краткое описание расчетной методики программы FEUMIX.

4.3. Обоснование методики расчета параметров при горении распыленного натрия.

4.4. Методика определения входных данных для программы FEUMIX, основанная на использовании результатов экспериментов с распыленными струями воды на стенде AIRBUS.

4.5. Использование программ FEUMIX, ВОХ98 и AERO.

Глава 5. Расчет последствий смешанного горения натрия для реактора БН-800.

5.1. Основные исходные положения, использованные при анализе аварийных ситуаций.

5.2. Результаты проведенных расчетов.

5.3. Сравнение полученных результатов с данными, приведенными в ТОБ

-------------------Южно-Ур&чьской АЭС с реактором БН-800.

3 аключение.

Развитие быстрых реакторов началось в 50-х годах. Первые реакторы ("Клементина", БР-1, БР-2) были предназначены главным образом для изучения нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов и технических решений, закладываемых в их конструкции. В качестве теплоносителя использовались жидкие металлы, такие, как ртуть, натрий-калиевая эвтектика и натрий. В период 1960-1970 г.г. был построен целый ряд быстрых исследовательских реакторов (БР-5, БОР-бО, RAPSODY, SEFOR), предназначенных для проверки и доказательства безопасной работы реакторов этого типа. В этих реакторах в качестве теплоносителя первого контура был использован натрий. Полученное при эксплуатации исследовательских быстрых реакторов доказательство хорошей предсказуемости физических и других характеристик, определяющих их безопасную работу, а также накопленный опыт работы легли в основу проектирования быстрых реакторов-прототипов (БН-350, PFR, PHENIX). Все эти реакторы охлаждались натрием. На реакторах-прототипах подтверждены первоначальные проектные характеристики по обеспечению контроля и безопасности реактора. При этом системы контроля и другие системы, ответственные за безопасную эксплуатацию реакторов-прототипов, были испытаны не только в условиях нормальной работы этих реакторов, но и в условиях, имитирующих аварии в контурах охлаждения. Первоначальные трудности, связанные с доводкой крупных, работающих в натрии конструкций (парогенераторов. теплообменников), были успешно преодолены. В Японии был создан быстрый реактор-прототип MONJU. В 1980 г. введен в строй реактор БН-600, который является промежуточной ступенью между реактором-прототипом и промышленным реактором. В

1985 г. во Франции был пущен демонстрационный энергетический реактор 8ЦРЕКРНЕ№Х. В России сооружается быстрый энергетический реактор БН-800.

В процессе развития быстрых реакторов были проведены обширные исследования по выбору теплоносителя. В качестве возможных вариантов рассматривались гелий, вода, ртуть, свинец, натрий и другие материалы. В настоящее время натрий является наиболее обоснованным теплоносителем быстрых реакторов. Выбор натрия в качестве теплоносителя был обусловлен его теплотехническими и ядерно-физическими характеристиками: хорошими теплопередающими свойствами, низкой замедляющей способностью и небольшим сечением захвата нейтронов [1]. Температура плавления натрия относительно высока - 98 °С, температура кипения при атмосферном давлении 892 °С, что позволяет поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком избыточном давлении в контуре (до 1 МПа). Относительно высокая теплоемкость натрия обеспечивает теплоотвод при умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (до 6 м/с) и низкой мощности циркуляционных насосов. В то же время хорошая теплопроводность натрия в совокупности с другими высокими тепловыми характеристиками обеспечивает условия для охлаждения активной зоны в режиме естественной циркуляции.

Вместе с тем, имеется ряд трудностей, связанных с использованием натрия в качестве теплоносителя. При облучении в активной зоне натрий становится радиоактивным. Активность натрия определяется в основном изотопом 24№, имеющим период полураспада 15 часов. Существует потенциальная опасность взаимодействия натрия с водой и воздухом. При сгорании на воздухе 1 кг натрия выделяется более 9 кДж тепла [2]. Продукты горения натрия образуют аэрозоли. Аэрозольные частицы (особенно радиоактивные) представляют опасность для человека и, кроме того, могут вызвать серьезные повреждения оборудования, в первую очередь электротехнического и контрольно-измерительной аппаратуры.

Эти особенности натрия определяют конструктивные принципы энергоблоков с быстрыми реакторами. Система теплоотвода быстрого реактора включает первый и второй (промежуточный) натриевые контуры, а также пароводяной контур [3]. Назначение промежуточного натриевого контура - исключить возможность взаимодействия радиоактивного натрия первого контура с водой третьего контура.

Используется два варианта компоновки оборудования первого контура быстрых реакторов: баковый (или интегральный) и петлевой. В баковом варианте весь первый контур, т.е. реактор, главные циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники, размещаются в общем баке. Во втором, петлевом, варианте циркуляционные насосы и промежуточные теплообменники расположены в отдельных боксах вне бака реактора и соединяются с ним системой трубопроводов. При петлевой компоновке система теплоотвода состоит из независимых параллельных петель, каждая из которых передает определенную долю тепловой мощности от реактора к турбогенератору.

Каждый тип компоновки имеет свои преимущества и недостатки. В реакторе бакового типа масса натрия в баке реактора значительно больше, чем в реакторе петлевого типа, что обеспечивает большую тепловую инерционность первого контура. Разгерметизация оборудования или трубопроводов первого контура менее опасна, так как почти весь радиоактивный натрий находится внутри бака реактора. В целях повышения безопасности бак реактора окружен страховочным корпусом. Пространство между баком и страховочным корпусом заполнено инертным газом. Незначительная доля радиоактивного натрия содержится во вспомогательных трубопроводах первого контура, которые выходят за пределы бака реактора. При разгерметизации вспомогательных трубопроводов, в принципе, возможна течь радиоактивного натрия и его горение. Недостатком баковой компоновки является затрудненный доступ к оборудованию первого контура, что затрудняет его ремонт.

При петлевой компоновке, благодаря размещению оборудования в отдельных боксах упрощается его обслуживание и ремонт, легче решаются вопросы модернизации оборудования. Поскольку при компоновке петлевого типа промежуточный теплообменник можно расположить гораздо выше активной зоны, то это создает условия для надежной естественной циркуляции теплоносителя в первом контуре. Однако, при петлевой компоновке значительная часть натриевого оборудования и трубопроводов выходит за пределы бака реактора, при этом повышается потенциальная опасность течи и горения натрия первого контура.

Для предотвращения горения натрия и уменьшения последствий горения используются различные системы безопасности. Там где это возможно натриевые контуры заключаются' в кожухи. В помещениях, где расположены трубопроводы выполняется стальная облицовка пола и стен для защиты конструкционных материалов от теплового воздействия, на полу размещаются поддоны и дренажи для сбора натрия. В случае возникновения горения вентиляция переключается на аварийный режим работы. При этом перекрывается подача воздуха в помещение, а вытяжка из него осуществляется через аэрозольные фильтры. В некоторых случаях предусмотрена также подача в помещение азота.

Параметры в помещении, где происходит горение натрия зависят от характера горения натрия. В подавляющем большинстве случаев натрий, вытекающий из отверстия течи скапливается на полу, где горит в виде "лужи". Возможна также ситуация, когда вытекающий натрий разбивается на капли, которые горят во время падения. Вероятность такой ситуации крайне мала из-за небольшой скорости вытекающего теплоносителя, обусловленой низким давлением в трубопроводе. В случае, когда натрий одновременно горит и в виде капель и в виде "лужи" происходит смешанное горение натрия.

В Физико-Энергетическом Институте был проведен большой комплекс работ по обоснованию безопасности использования натрия в схемах АЭС с быстрыми реакторами. Были выполнены экспериментальные исследования, в процессе проведения которых изучались различные вопросы, такие как: определение скорости горения натрия и характеристики образующихся аэрозолей, системы детектирования горения натрия и пожаротушения, влияние горения натрия на конструкционные материалы и многие другие [4,5,6,7]. На основании этих исследований отрабатывались конструктивные параметры оборудования и систем безопасности отечественных быстрых реакторов. Что касается расчетных исследований проблем безопасности при горении натрия, то в ФЭИ, при активном участии автора, была создана вычислительная программа ВОХ98 [8], позволяющая рассчитывать параметры в аварийном помещении при горении натрия в "луже". Автором также была произведена адаптация французской вычислительной программы FEUMIX, позволяющей рассчитывать параметры в аварийном помещении при горении распыленного натрия. Результаты, полученные по этим программам затем могут быть использованы как входные данные для программы AERO. Программа AERO была разработана в ФЭИ, при активном участии автора, для расчета доз, получаемых населением при выбросе натриевых аэрозолей в атмосферу [9].

Автором была решена задача создания и адаптации программных средств, позволяющих рассчитывать параметры в помещениях АЭС с быстрыми реакторами при различных типах горения натрия, а также дозы, получаемые персоналом и населением при выбросе аэрозолей в атмосферу.

Цель диссертационной работы состоит в следующем:

1. Разработка и верификация методической базы, необходимой для оценки безопасности быстрых реакторов при различных типах горения натрия в помещениях АЭС;

2. Анализ безопасности быстрого реактора на примере проекта БН-800 при аварии со смешанным горением натрия.

Основные этапы работы:

1. Создание расчетных методик и компьютерных программ ВОХ98 и AERO, адаптация и освоение компьютерной программы FEUMIX;

2. Разработка методологии использования программ ВОХ98, FEUMIX и AERO для расчета последствий аварии со смешанным горением натрия;

3. Определение параметров вылива натрия и выбор сценариев поведения -активных и пассивных систем безопасности на основе проектных данных реактора БН-800;

4. Расчетные исследования параметров в аварийном помещении реактора БН-800 при смешанном горении натрия. Определение количества радиоактивных аэрозолей, выбрасываемых из вентиляционной трубы. Проведение расчета доз, получаемых населением на различных расстояниях от места выброса;

5. Сравнительный анализ последствий аварийных ситуаций со смешанным горением натрия и с горением натрия в виде "лужи".

Материалы диссертации распределены по пяти главам.

Заключение

В процессе выполнения работы для достижения поставленной в ней цели были решены следующие задачи:

1. Разработка расчетных методик и компьютерных программ.

1.1. Разработана усовершенствованная компьютерная программа ВОХ98, позволяющая оценивать параметры в помещении при горении натрия в виде "лужи". В программе использованы расчетные методики, позволяющие получить более точные результаты по сравнению с полученными ранее.

1.2. Создана вычислительная программа AERO, предназначенная для расчета доз при выбросе радиоактивных натриевых аэрозолей в атмосферу. В программе принимается во внимание дисперсность выбрасываемых аэрозольных частиц и изменение скорости осаждения при взаимодействии аэрозолей с влагой в атмосфере.

1.3. Проведена адаптация вычислительной программы FEUMIX к имеющимся вычислительным возможностям, что позволило сэкономить средства, необходимые на собственную разработку подобной программы.

1.4. Выполнена верификация расчетных программ. Верификация проводилась на различных экспериментах и существующих расчетных кодах. На основании результатов верификации

---------- программ ВОХ98, AERO и FEUMIX сделан вывод о том, что эти программы могут быть использованы для проведения расчетов в обоснование безопасности быстрых реакторов.

1.5. Разработана методология использования программ ВОХ98, FEUMIX и AERO для расчета последствий аварии со смешанным горением натрия.

2. Расчетный анализ аварийных режимов АЭС с быстрым реактором (проект БН-800).

2.1. На основе материалов проекта Южно-Уральской АЭС с реактором БН-800 были определены параметры течей натриевого трубопровода вспомогательных систем первого контура, сценарии поведения систем безопасности и другие данные, необходимые для выполнения расчетов.

2.2. Проведены расчетные исследования параметров в аварийном помещении при смешанном горении натрия. Рассматривались проектная и запроектная аварии. Получены кривые изменения давления и температуры газа в аварийном помещении. Произведена оценка количества выбрасываемых аэрозолей. Рассчитаны дозы, получаемые персоналом станции и населением при выбросе аэрозолей в атмосферу.

2.3. Выполнено сравнение последствия аварийных ситуаций при смешенном горении и при горении натрия в "луже". Было найдено, что решения, заложенные в существующий проект БН-800, касающиеся емкости аэрозольных фильтров, мощности вентиляционных систем и толщины строительных ограждений для рассмотренного аварийного помещения остаются справедливыми при всех проанализированных режимах горения натрия.

Рассмотрение аварий со смешанным горением натрия отвечает повышенным критериям безопасности, предъявляемым к атомным станциям. Для обоснования безопасности быстрого реактора при таких авариях были использованы последние разработки, которые еще не вошли в требования научно-технической документации.

1. Г.Кесслер. Ядерная энергетика. М.: Энергоатомиздат. 1986.

2. Иваненко В.Н. и др. Некоторые аварийные ситуации, связанные с возможными течами и горением теплоносителя на АЭС БН-600: Отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№ ТР-1016. Обнинск. 1972.

3. Уолтер А., Рейнольде А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат. 1986.

4. Drobyshev A.V., Kulikov E.V. Experimental study of burning sodium effect on heat-resistant concretes // Proceedings of an International Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk. Russia. Oct. 3-7. 1994. v.3.

5. Аристархов.Н.Н. и др. Экспериментальные исследования тушения горящего натрия порошковыми составами: Отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№ ТР-930. Обнинск. 1971.

6. IVANENKO V.N., BAKUTA N.N., PROGONNOVA L.M. The BOX Computer Code. // Proceedings of an International Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk. Russia. Oct. 3-7. 1994. v.3.

7. IVANENKO V.N., BAKUTA N.N., ZYBIN V.A. The AERO Computer Code // Proceedings of an International Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk. Russia. Oct. 3-7. 1994. v.3.

8. V.Ivanenko, N.Bakouta, F.Balard Training report of russian specialists on sodium fire evaluation with FEUMIX / NT SERA/LAPE 95-2016. Cadarache. France. 1995.

9. N.Bakouta et al. Modélisation des phenomenes physiques dans AIRBUS / NT SERA/LTME 94-5005. Cadarache. France. 1994.

10. N.Bakouta et al. Interpretation des essais AIRBUS / Note Technique SERA/LETh/98/501. Cadarache. France. 1998.

11. Бакута Н.Н., Иваненко В.Н. Верификация компьютерной программы AERO: Отчет о НИР / ФЭИ, Инв. № Г-5164. Обнинск. 1998.

12. Бакута Н.Н., Иваненко В.Н. Разработка компьютерной программы ВОХ98: Отчет о НИР / ФЭИ. Инв. № 9855. 1998.

13. Бакута Н.Н., Иваненко В.Н. Анализ расчетных программ, предназначенных для моделирования горения натрия: Отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№ 9856. 1998.

14. Левитин B.JL, Баклушин Р.П. Статистика натриевых течей, анализ причин их возникновения и развития на реакторе БН-350. USSR/Europe Fast Reactor Exchange Meeting on Leak Before Break. Risley. UK. 2-6 Dec. 1991.

15. Oshkanov N.N., Vylomov V.V., Potapov O.A. Sodimn leaks at the BN-600 power unit // Proc. Intern. Topical Meeting on Sodium Fast Reactor Safety. Obninsk. Russia. October 3-7. 1994. v.3. p. 5-46.

16. Иваненко B.H., Карпов A.B. Течи натриевого теплоносителя на реакторах и стендах: Отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№ 2200. Обнинск. 1972.

17. Р.Р.Мэтьюз, К.Дж.Генри. Обнаружение и устранение течи теплоносителя на установке Даунри // Nuclear Eng. Oct. 1968.

18. Voss J., Marbach G., Baxter S. Sodium leak detection: methods, reactor experience and R&D programme // CIS/European Fast Reactor Information Exchange Meeting About Sodium Technology. Siemens-KWU. BergischGladbach. FRG. December 14-16. 1992.

19. Picker C. et al. Operational experience of fluid leaks in European LMFBRs // Meeting on Evaluation of Radioactive Materials Release and Sodium Fires in Fast Reactors. JAPAN. Nov. 11-14. 1996.

20. Martin L. et al. Leak Before Break Operating Experience From European Fast Reactors // Доклад на французско-российском семинаре. Кадараш, Франция. Октябрь-ноябрь 1993.

21. Takeo Suzuki, Hiroshi Hiroi, Shin Usami. MONJU secondary heat transport system sodium leak // Proceedings of 10 th Pacific basin nuclear conference. Kobe. Japan. October 20-25 1996.

22. MORE WITZ H.A. et al. LMFBR Accident Radiological Sources and Dispersion // Meeting on Evaluation of Radioactive Materials Release and Sodium Fires in Fast Reactors. JAPAN. Nov. 11-14. 1996.

23. FREUDENSTEIN K.F. et al. NABRAND Code Validation by Mixed Fire Experiments // Europe USSR Seminar on Consequences of Sodium Fires. Karlsruhe. Germany. 17-21 February 1992.

24. LE SAUX W., MALET J.C. The Modelling of Sodium Jet Fires in a Two -Dimensional Computer Code (PULSAR 2.1) // Meeting on Evaluation of Radioactive Materials Release and Sodium Fires in Fast Reactors. JAPAN. Nov. 11-14. 1996. p. 349-356.

25. OHNO S. et al. Sodium Columnar Fire Test and Code Development at PNC // Meeting on Evaluation of Radioactive Materials Release and Sodium Fires in Fast Reactors. JAPAN. Nov.l 1-14. 1996. pp. 385 396.

26. MURATA K., et al. CONTAIN LMR/IB-Mod.l. A Computer Code for Containment Analysis of Accidents in Liquid-Metal-Cooled Nuclear Reactors. Sandia Report SAND91-1490 US-610. 1993.

27. Иваненко В.H. и др. Расчетная программа определения параметров технологического помещения при горении в нем натриевого теплоносителя: Отчет о НИР / ФЭИ. № Г-5042. Обнинск. 1995.

28. М.А.Михеев, И.М.Михеева. Основы теплопередачи. М.: Энергия. 1973.

29. Р.Берд, В.Стьюарт, Е.Лайфут. Явления переноса. М.: Химия. 1974.

30. Померанцев В.В.Основы практической теории горения. Ленинград: Энергия. 1973.

31. Contain 1.11 Users Manual. Sandia National Laboratories. Albuquerque. NM 87185. 1993.

32. Ph. AUFFRET, R.RZEKIECKI, M.DUMONTET. Note de presentation du programme de calcul FEUMIX2 // Rapport SESRU №EF.22.07.R/91.89 a. Cadarache. France. 22/01/92.

33. Мамонтов M.A. Некоторые случаи течения газа. M.: Оборонгиз. 1951.

34. G. Duverger de Guy. Computing the Effects of a Contained Sodium Sheet Fire: The FEUNA Code // Specialists' Meeting on Sodium Fires and Prevention. Cadarache. France. 20-24 Nov. 1987. p. 76-80.

35. F. Huber, P. Menzenhauer, W. Peppier. Investigation of Sodium Area Conflagrations and Testing of a Protective System. //Nucl. Eng. Des., 1975.v. 35, p. 76-80.----- --------------------------------------------

36. Выломов В.В., Иваненко В.Н., Иванов Б.Г. и др. Опыты по тушению больших количеств горящего натрия. // Атомная энергия. 1977. т.43. вып.4. с.286.

37. Теверовский Е.Н. и др. Допустимые выбросы радиоактивных и химических веществ в атмосферу. М.: Энергоатомиздат. 1986.

38. Гусев Н.Г., Беляев В.А. Радиоактивные выбросы в биосфере. М.: Энергоатомиздат. 1986.

39. П.Прайст. Аэрозоли. М.: Мир. 1987.

40. Fermanjian J. Nuclear Aerosol Behaviour in LMFBR. // IAEA Specialists' Meeting on Sodium Fires and Prevention. Cadarache. France. Nov. 20-24. 1978.

41. В.А. Зыбин, В.Н.Иваненко. Исследование массопереноса аэрозольных продуктов горения натрия в замкнутых объемах: отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№ 4016. Обнинск. 1984.

42. В .А. Зыбин, В.Н.Иваненко. Оценка величин допустимых выбросов радиоактивности при аварийной течи и горении натриевого теплоносителя быстрого реактора: отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№2536. Обнинск. 1979.

43. Нормы радиационной безопасности (НРБ-96). М.: Информационно-издательский центр Госкомсанэпиднадзора России. 1996.

44. Glass D. Et al. European experimental and analytical studies concerning the impact of sodium fire aerosol release into the enviroment // International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird. 1990.

45. Баранаев Ю.Д. и др. Руководство пользователя программы ВЫБРОС-2.2 при анализе радиационных последствий выбросов радиоактивности в атмосферу на Билибинской АЭС г отчет о НИР / ФЭИ. Инв.№3111/90. 1997.

46. L.Gigollet. Qualification de FEUMIX 3C.1. Note Technique DRS/LEMF #E.F.21.07R/97.068.