Расчетное моделирование работы и оценка эффективности системы пассивного теплоотвода гермообъема (спот го) при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР-1000 Текст научной статьи по специальности «Механика и машиностроение»

_ ПРОБЛЕМЫ ЯДЕРНОЙ, РАДИАЦИОННОЙ _

И ЭКОЛОГИЧЕСКОЙ БЕЗОПАСНОСТИ -

УДК 621.311.25:532.529

РАСЧЕТНОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ РАБОТЫ И ОЦЕНКА ЭФФЕКТИВНОСТИ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ТЕПЛООТВОДА ГЕРМООБЪЕМА (СПОТ ГО) ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ

НА АЭС С ВВЭР-1000

© 2013 г. Х.М. Наффаа*, Д.В. Шевелев**, А.С. Балашевский **

* Севастопольский национальный университет ядерной энергии и промышленности,

Украина, Севастополь ** Служба научно-технической поддержки ОП «Научно-технический центр» ГПНАЭК «Энергоатом», Украина, Севастополь

Поступила в редакцию 15.08.2013 г.

В статье представлены результаты расчетного моделирования системы пассивного теплоотвода в зависимости от степени заполнения испарительного участка и температуры среды в гермообъеме. Проведена оценка эффективности системы пассивного теплоотвода гермообъема при развитии тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР. Расчеты проводились с использованием кодов RELAP5/MOD3.4 и MELCOR 1.8.5.

Ключевые слова: система пассивного отвода тепла; защитная оболочка; двухфазный термосифон; атомная электрическая станция; реакторная установка; водо-водяной энергетический реактор.

Одним из наиболее опасных классов запроектных аварий (ЗПА) на АЭС являются аварии, вызванные полным длительным обесточиванием станции с потерей аварийных источников электроснабжения. Потеря всех аварийных источников электроэнергии на АЭС «Фукусима-1» из-за воздействия цунами, вызванного землетрясением 11 марта 2011 г., стала причиной развития тяжелых аварий с повреждением топлива и корпусов реакторов, а затем и защитных оболочек реакторов на трех энергоблоках. Потеря всех барьеров безопасности стала причиной выброса значительного количества радионуклидов в окружающую среду - аварии был присвоен 7-й, высший, индекс по международной шкале INES.

Основная функция защитных оболочек (ЗО), или гермообъема (ГО) -предотвратить выход продуктов деления в окружающую среду в случае отказа остальных барьеров безопасности: топливная матрица, оболочки твэл, границы контура охлаждения активной зоны. Поэтому сохранение целостности ГО является одной из приоритетных задач при возникновении аварийных ситуаций на АЭС.

ГО реакторов всех типов имеют проектные ограничения по параметрам (давлению и температуре) внутри них. При превышении проектных пределов возможен отказ ГО с потерей локализующей функции. Поддержание параметров в заданных пределах на современных АЭС реализуется активными системами, для работы которых требуется внешнее энергоснабжение.

На эксплуатируемых сегодня АЭС с ВВЭР-1000 технические средства для предотвращения повреждения ГО в условиях аварий с полным длительным обесточиванием не предусмотрены. В эволюционных проектах РУ с ВВЭР, а также в новых проектах зарубежных АЭС, предусмотрены пассивные системы снижения параметров под ГО при таких авариях, но все эти системы обладают рядом

©Издательство Национального исследовательского ядерного университета «МИФИ», 2013

недостатков. Основные из них - это ограниченное время работы указанных систем, а также возможность байпасирования ГО при отказах [1-3]. Поэтому актуальной является задача создания систем пассивного отвода остаточных тепловыделений (СПОТ) ГО и внедрение ее на действующих энергоблоках АЭС, а также в проектах перспективных РУ, которые были бы свободны от указанных недостатков [4-5].

Краткая характеристика ГО энергоблока с ВВЭР-1000

ГО энергоблока с ВВЭР-1000 представляет собой цилиндрическую конструкцию с крышей-куполом, выполненную из толстостенного напряженного железобетона. Внутри ГО предусмотрена облицовка из тонкостенной нержавеющей стали, обеспечивающая его плотность и проектно-допустимую величину протечек в окружающую среду (не более 0,3% в сутки при максимальном расчетном давлении внутри ГО, равном 4 кгс/см2 (изб)). В зависимости от модификации РУ, объем внутри ГО составляет 60 тыс. куб.м. (РУ В-320), либо немногим более 70 тыс. куб.м. (РУ В-302 и В-338).

Одним из процессов, характерных для тяжелых аварий (ТА) с полным длительным обесточиванием и изначально плотным первым контуром, является наработка значительных количеств водорода: ~ 800 кг на внутрикорпусной стадии и в несколько раз больше после отказа корпуса реактора и взаимодействии кориума с бетоном. Для предотвращения возможного горения или детонации водорода, внутри ГО предусмотрена и в настоящее время реализуется установка пассивных автокаталитических рекомбинаторов водорода (ПАР), не требующих внешних источников питания. Запуск ПАР происходит автоматически при превышении концентрации водорода выше некоторой пороговой (обычно около 2%) и достаточной для протекания реакции окисления концентрации кислорода. Продуктом реакции является перегретый водяной пар, поступающий из ПАР в ГО.

Следует отметить, что, наряду с положительным эффектом - снижение концентрации водорода - ПАР являются дополнительным источником энерговыделений, а значит, их работа приводит к дополнительному росту давления и температуры внутри ГО. Кроме того, при изначально высокой концентрации водяного пара в ГО, работа ПАР может быть малоэффективной или невозможной.

Таким образом, для сохранения целостности ГО в процессе ТА, СПОТ ГО должна отводить в окружающую среду мощность, по крайней мере, не ниже суммарной мощности остаточных энерговыделений в топливе и генерируемой в ПАР.

Схема, принцип работы и компоновка СПОТ ГО

Для решения указанной задачи предлагается схема СПОТ ГО с использованием испарительно-конденсационных устройств замкнутого типа - низкотемпературных кольцевых двухфазных термосифонов (ДТС). ДТС за счет переноса скрытой теплоты парообразования своего промежуточного теплоносителя, обеспечивает эффективный теплоперенос от атмосферы ГО к конечному поглотителю. Испаритель кольцевого ДТС размещается вблизи купольной части ГО, конденсатор - выводится за пределы гермообъема. Испаритель и конденсатор связаны между собой транспортными паровым и конденсатным трубопроводами (рис. 1 ).

Теплоотвод от атмосферы ГО к наружной поверхности испарителей СПОТ осуществляется за счет естественной конвекции, а от нее - промежуточному теплоносителю ДТС. За счет внешнего подвода теплоты промежуточный теплоноситель ДТС испаряется, пар через сборный коллектор 9 поступает в паровой

трубопровод 6, который через гермопроходки 8 выводится за пределы гермооболочки 2 реакторной установки 1 и соединяется с конденсаторами ДТС 5. Конденсаторы 5 охлаждаются потоком атмосферного воздуха 3, при этом пар в конденсаторах конденсируется и за счет гравитационных сил по конденсатному трубопроводу 7 и раздающим коллекторам 10 возвращается в испарители 4.

1 - реакторная установка; 2 - защитная оболочка; 3 - воздушный канал;

4 - испаритель; 5 - конденсатор; 6 - паровой трубопровод; 7 - конденсатный трубопровод;

8 - гермопроходка; 9 - сборный коллектор; 10 - раздающий коллектор

Рис. 1. Схема автономной СПОТ ГО на основе кольцевого ДТС

Все элементы испарительной секции кольцевого ДТС выполнены из труб и располагаются вблизи внутренней поверхности ГО. Испарители СПОТ практически не отбирают полезного объема ГО.

Теплоотводящая способность СПОТ ГО рассчитывается таким образом, чтобы при всех возможных состояниях энергоблока, включая проектные аварии с разрывами трубопроводов первого контура и паропроводов острого пара при работе на мощности, не допустить роста параметров в ГО сверх допустимых пределов. Например, для ГО РУ ВВЭР-1000 это давление не более 5 бар (абс.) и температура парогазовой смеси не выше 150°С. При этом, температура окружающего воздуха принимается максимально возможной для площадки АЭС, например, до +40 °С.

Кроме того, являясь автономными замкнутыми устройствами теплоотвода, ДТС надежно разделяют ГО и конечный поглотитель, что обеспечивает радиационную безопасность в аварийной ситуации. СПОТ ГО для повышения надежности работы состоит из автономных секций, скомпонованный в несколько параллельных каналов, чем обеспечивается необходимая степень резервирования.

Перед заполнением промежуточным теплоносителем кольцевой термосифон вакуумируется для удаления неконденсируемых газов. В процессе работы устройства давление насыщенных паров воды во всем диапазоне температур и в любой точке контура будет ниже атмосферного. Поэтому при возможных течах контура СПОТ исключается выход радионуклидов из ГО в атмосферу. При обнаружении течи

(например, по факту ухудшения вакуума в контуре ДТС), в условиях нормальной эксплуатации персонал имеет возможность выявить и перекрыть локализующие арматуры поврежденной теплообменной секции или одного из нескольких каналов системы (на рис.1 условно показаны 2 независимых канала СПОТ, в реальности число каналов будет больше). Поскольку теплообменная поверхность секций СПОТ ГО при проектировании выбирается избыточной по отношению к максимально возможной тепловой нагрузке на ГО, система при этом продолжает выполнять функцию теплоотвода в полном объеме.

В качестве промежуточного теплоносителя ДТС, кроме воды, могут также использоваться жидкости с пониженной температурой замерзания. Использование последних позволит предотвратить замерзание промежуточного теплоносителя СПОТ в условиях низких температур окружающего воздуха.

При расчетном моделировании, для оценки влияния наклона испарительных трубок на эффективность СПОТ, рассматривались варианты размещения испарительных секций под различными углами к горизонту, с наклоном испарительных труб от 5 до 90 градусов. Кроме того, для каждого случая анализировалось влияние степени заполнения испарителя СПОТ водой на эффективность системы.

Возможная схема расположения элементов СПОТ ГО в реакторном отделении АЭС с ВВЭР-1000 изображена на рисунке 1. Для вывода транспортных трубопроводов через гермооболочку в существующих РУ с ВВЭР-1000 возможно использовать две из имеющихся шести гермопроходок Dy 1600 мм системы вентиляции реакторного отделения. Однако этот вариант не является оптимальным, так как испарители окажутся размещенными слишком низко, и под куполом реакторного отделения возможно образование «застойных зон» паровоздушной смеси, плохо охлаждаемых за счет естественного конвективного перемешивания воздуха в ГО. В новых проектах РУ с ВВЭР для вывода транспортных трубопроводов кольцевого ДТС необходимо предусмотреть дополнительные гермопроходки., что несложно сделать на этапе проектирования и строительства ГО.

Предварительный расчет характеристик термосифонного контура СПОТ ГО

Расчетное моделирование контура СПОТ ГО выполнено с использованием теплогидравлического кода RELAP5/MOD3.4.

При моделировании рассматривался двухфазный контур, состоящий из испарительного и конденсационного участков (теплообменник-испаритель в ГО и теплообменник-конденсатор за пределами ГО) и двух транспортный участков -паропровод от испарителя к конденсатору и возвратный трубопровод конденсата. Разность высотных отметок испарителя и конденсатора в расчете принята равной 15 м, что соответствует реальной компоновке СПОТ ГО в составе реакторного отделения энергоблока РУ с ВВЭР-1000.

При разработке модели, в качестве испарителя рассматривалась одна теплообменная секция габаритами 2,0*2,0*0,18 м, набранная из профилированных (штампованных) тонкостенных пластин из нержавеющей стали (толщина стенки пластины 1 мм). Каждые 2 пластины свариваются контактной сваркой, после чего внутри образуется 3 щелевых канала: 2 периферийных проходным сечением 35*4 мм и 1 центральный проходным сечением 30*4 мм. Расстояние между осевыми линиями пластин (шаг сборки) было принято равным 10 мм. В нижней и верхней части пластины соединены подводящим конденсатным и отводящим паровым коллекторами, соответственно.

При моделировании термосифонного контура СПОТ были заданы граничные

условия 3-го рода на внешней поверхности испарительной и конденсационной трубок. Температура воздуха в ГО вблизи внешней поверхности варьировалась в пределах от +90°С до +150°С. По условию поставленной задачи, последнее значение близко к максимально допустимой установившейся температуре парогазовой смеси в верхней части ГО при постулируемых проектных авариях.

Коэффициент теплоотдачи а1 для внешней поверхности пластинчатого теплообменника-испарителя принят равным

100 Вт/(м-К), что является умеренно-консервативно заниженной оценкой при обтекании трубного пучка неконденсируемым газом (воздухом) со скоростью ~1 м/с.

Значение скорости для условий конвективного обтекания пластин было, в свою очередь, получено при помощи кода MELCOR 1.8.5.

Эффективный коэффициент теплоотдачи с наружной поверхности конденсатора а2 был принят равным 500 Вт/(м -К). Данная величина, при обдуве конденсатора атмосферным воздухом в специально предусмотренных тяговых каналах за пределами ГО, вполне достижима при использовании конденсаторов с развитой внешней поверхностью теплообмена (например, при наличии оребрения). Кроме того, на габариты внешних конденсационных секций, расположенных вне ГО, нет жестких ограничений, что также позволяет наращивать теплообменную поверхность.

Температура окружающего воздуха в расчете составляла +40°С, что соответствует максимальной зарегистрированной в летнее время года для площадок АЭС Украины за весь период метеонаблюдений.

Основные расчетные параметры в установившемся режиме, в зависимости от заполнения СПОТ ГО (из расчета на одну испарительную пластинчатую секцию габаритами 2,0*2,0*0,18м) и температуры внешней стенки испарителя, приведены на рисунке 2 [6].

5

н

и

° 4

з

£ з 2 1 0

- 90 оС

120 оС 150

£10 3 8

X

о

о- 6

0

90 оС 120 оС 150 оС

-

50

150

250

з50

450

50

150

250

350

450

550 650 Масса, кг

550 650

Масса, кг

Рис. 2. Эффективность испарительной секции СПОТ ГО в установившемся режиме в зависимости от начального заполнения

Таким образом, в дальнейшем расчеты работы СПОТ ГО при ТА выполнялись в допущении, что заполнение СПОТ ГО рабочим телом (вода) составляет ~ 400 кг на 1 испарительную секцию.

Расчет эффективности СПОТ ГО при ТА

Расчетное моделирование работы СПОТ ГО на РУ В-320 при ТА, вызванной полным длительным обесточиванием станции, выполнено с использованием теплогидравлического кода MELCOR 1.8.5.

Предполагалось, что в работе находятся 11 испарительных секций СПОТ ГО, т.е. в работе находятся 3 канала из 4-х и дополнительно в отказе находится одна из секций какого-либо работоспособного канала (отсечные арматуры закрыты).

Для сравнения выполнен также расчет для случая, когда СПОТ ГО отсутствует. Далее всюду на графиках кривые, полученные без учета СПОТ ГО, обозначены как

6

4

2

«Base», а кривые, соответствующие работе СПОТ ГО, обозначены как «PHRS».

Расчетное время выбиралось из условия стабилизации основных параметров в ГО в случае, когда СПОТ ГО находится в работе.

В обоих случаях учитывалось наличие ПАР в ГО (~ 120 полноразмерных секций AREVA). Секции предполагались размещенными в центральном зале реакторного отделения (ЦЗ РО) и условно были разделены на 2 группы по 60 секций. Одну из групп составляли секции, расположенные по периферии ЦЗ в зоне действия СПОТ ГО, вторая - в неохлаждаемой части ЦЗ.

В расчетах использованы характеристики СПОТ, ранее полученные при помощи кода RELAP5/MOD3.4.

Прежде всего необходимо принять во внимание тот факт, что расчетное давление

внутри ГО ВВЭР-1000 составляет 5,0 кгс/см2 (абс.). Это давление ГО способно

выдерживать неограниченно долго без риска возникновения наведенных отказов. Отказ

ГО не произойдет также при временном превышении расчетного давления на 15% 2 2 (5,8 кгс/см абс.) и маловероятен при кратковременном превышении на 25% (6,3 кгс/см

абс.). С другой стороны, в практике расчетов ТА постулируется, что отказ ГО

происходит со 100% вероятностью при более чем двукратном превышении проектного

давления, т.е. 10 кгс/см2 абс. Таким образом, можно принять, что вероятность отказа

ГО возрастает от практически 0 до 100% при росте давления от 6,3 кгс/см (абс.) до

10 кгс/см2 (абс).

1.5е+06 g 1.25е+06

2 1е+06

£

£

^ 7.5е+05

■I—• Й

<и

I 5е+05

о 2.5е+05 и

I

j

------- ------- ------н—

jS

J-^l

1

;

\

— Ease ■■■ PHRS

5000 10000 15000

Time (s)

20000

25000

Рис. 3. Давление парогазовой смеси в купольной части ГО

475

450

425

'400

Н

375

350

Й 325

300

! !

\

.......

1

............ ............ ............ ...JL...:. ....... —

i——

PHRS

5000

10000

15000

20000

25000

Time (s)

Рис. 4. Температура парогазовой смеси в купольной части ГО

800

о

и

S 500

tlj

в

% 200 й ■V

0 см

1

I !

-----1

1 -------

------1------ -------

....... ........ ...... ....... .........

............ ............ ............ ..ZL.

....... ...... f..... ...... ....... ....... .........

1 ...... . :

5000 10000 15000 Time (s)

Base PHRS

20000

25000

Рис. 5. Масса водорода, сгенерированного в реакторе

350 |р 300

5 250 тз

J 200

6

150 ■

Ч

сч X 100

0L

! ! !

! ;

....... ............ ....... ............ ............ ...............

; ............ / -

.....

1 .............1...........

1 !

1 \ :

1 !

1

.......J......

— Base ■■ ■ PHRS

0 5000 10000 15000 20000 25000

Time (s)

Рис. 6. Масса водорода, рекомбинированного ПАР 1-й группы

Рис. 7. Масса водорода, рекомбинированного ПАР 2-й группы (в случае без СПОТ ГО запуск 2-й группы не происходит)

О 5000 10000 15000 20000 25000

Time (s)

Рис. 8. Молярная концентрация водяного пара в ЦЗ ГО

0.025

Й о

о <е

№ о

in

X

й

■V

а .а

й о

и

0.02

0.015

0.01

0.005

0

!

............ ...... г.". .........4 ■ ■ ............

------- ______j_______ -- -X*»___

............j............ 1

............

J

— Ease ■■ ■ PHRS

0 5000 10000 15000 20000 25000

Time (s)

Рис. 9. Молярная концентрация водорода в ЦЗ ГО

0.25

Й

о

4—1

о OS

[н Рч

М

О

■Г J

О

4—'

С

и

В й 'Я

4—■

с

о

и

0.2

0.15

0.1

0.05

0

!

1

j- ! !

' "Т ' 'Г'" ' -------1------ ............!............ ...........1............

............. ............

i

1

— Ease ■■ ■ PHRS

0 5000 10000 15000 20000 25000

Time (s)

Рис. 10. Молярная концентрация кислорода в ЦЗ ГО

о----------

О 5000 10000 15000 20000 25000

Time (s)

Рис. 11. Молярная концентрация азота в ЦЗ ГО

Анализируя результаты, можно отметить следующее.

Во-первых, без СПОТ ГО риск разрушения ГО с вероятностью, близкой к 100%, достигается уже к концу 6-го часа аварии (рис. 3). В то же время, СПОТ ГО приводит к стабилизации давления на безопасном уровне 5 кгс/см (абс.) через 7 часов с момента начала ТА. В дальнейшем давление остается практически постоянным на протяжении всей внутрикорпусной фазы ТА (для ВВЭР-1000 это время составляет ~ 12 часов, если не предпринимать никаких противоаварийных действий). После отказа корпуса реактора, кроме переопрессовки, имеют место и иные механизмы потери целостности ГО (например, взаимодействие расплава с бетоном). Иными словами, наличие СПОТ ГО позволит гарантированно предотвратить отказ ГО во всех случаях, когда противоаварийные мероприятия, направленные на удержание расплава в корпусе, окажутся успешными.

Далее, работа СПОТ ГО практически не влияет на массу водорода, сгенерированного в реакторе (~ 750...800 кг), но, за счет частичной конденсации водяного пара, создает более благоприятные условия для работы ПАР. Так, при наличии СПОТ ГО, ПАР к моменту завершения расчета рекомбинируют ~ 460 кг водорода, или 58% его полного количества (рис. 6, рис. 7). В то же время, без СПОТ ГО (в предположении, что ГО сохранит целостность), за это же время ПАР рекомбинируют только ~ 80 кг водорода, или немногим более 10% от его полного количества.

Наконец, следует отметить и более низкую температуру парогазовой смеси в ГО при работе СПОТ, которая даже в купольной части не превышает проектного значения +150°С (рис. 4). Этот факт может оказаться существенным для сохранения работоспособности контрольно-измерительных приборов, расположенных в ГО, а значит, облегчит выполнение противоаварийных мероприятий.

ВЫВОДЫ

Анализ возможных схемных решений системы пассивного отвода из-под ГО, их компоновки и полученные предварительные расчетные характеристики позволяют сделать вывод о возможности создания эффективных СПОТ ГО на основе кольцевых термосифонных контуров.

Использование термосифонного теплообменного оборудования позволяет, даже при малых температурных напорах, эффективно и безопасно отводить теплоту из ГО к конечному поглотителю.

Разработка и исследование характеристик СПОТ ГО требует создания полной расчетной модели с совместным использованием кодов RELAP5 и MELCOR.

Внедрение СПОТ ГО в состав систем безопасности РУ позволит исключить

возможность повреждения ГО условиях проектных, запроектных и на начальной фазе тяжелых аварий, вне зависимости от состояния источников внешнего и аварийного электроснабжения энергоблока.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Fukushima Nuclear Accident Analysis Report [Электронный ресурс] // Tokyo Electric Power Company, 2011. - Режим доступа: URL: http://www.tepco.co.jp/en/press/corp-com/release/betu11_e/images/111202e13.pdf - 12.09.2012.

2. Наффаа, Х.М. и др. Пассивные системы охлаждения защитных оболочек реакторных установок [Текст] / Х.М. Наффаа, И.И. Свириденко, Д.В. Шевелев // Зб. наук. пр. СНУЯЕтаП. -Севастополь: СНУЯЭиП, 2012. - Вып. 2(42). - С. 46-55.

3. Design of Reactor Containment Systems for Nuclear Power Plants / IAEA safety standards series. — №NS-G-1.10. — 2004. — 127 р.

4. Lee S.-W. Assessment of Passive Containment Cooling Concepts for Advanced Pressurized Water Reactors / S.-W. Lee [et al.] // Ann. Nucl. Energy, 1997. - Vol. 24, No. 6. - P. 467-475.

5. Passive Safety system and Natural Circulation in Water Cooled Nuclear Power Plants. IAEA-TECDOC-1624. — Vienna: IAEA, 2009. — 159 р.

6. Наффаа, Х.М. и др. Оценка эффективности системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки РУ с ВВЭР в условиях длительного обесточивания [Текст] / Х.М. Наффаа, В.А. Герлига, Д.В. Шевелев, А.С. Балашевский // Ядерная и радиационная безопасность. - Киев, 2013. - Вып. №2(58). - С. 27-31.

Modeling Calculation and Assessment of Effectiveness of Containment Heat Removal Passive System in Case of Severe Accident on NPP

with WWER-1000

Kh.M. Naffaa*, D.V. Shevielov**, A. S. Balashevskyi**

* Sevastopol National University of Nuclear Energy and Industry, 7 Kurchatova St., Sevastopol, Ukraine 99015 e-mail: khaledmnf@mail.ru * * Sevastopol Branch of Scientific and Technical Support SE STC of SE NNEGC "Energoatom", 7 Kurchatova St., Sevastopol, Ukraine 99015 e-mail: ontps@i.ua

Abstract - The article describes the calculation simulation results of the passive system of heat removal depending on the degree of filling of the evaporator and temperature of air in the containment. There is the efficacy assessment of passive system of heat removal from the containment of reactor facility in case of severe accident is executed. The calculations were performed using the RELAP5/MOD3.4 and MELCOR 1.8.5 codes.

Keywords: passive system of heat removal (PSHR); containment; two-phase thermo-siphon; nuclear power station (NPP); reactor facility (RF); water-water energetic reactor (WWER).