Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР


Бузыкина Д.Ю. (АО «ИТЦ» ДЖЭТ», Москва, Россия)

 

Введение

Основным направлением работ АО «ИТЦ ДЖЭТ» является создание полномасштабных и аналитических тренажеров, используемых для подготовки оперативного персонала на УТЦ и для проведения противоаварийных учений, организуемых Кризисным центром «Концерна Росэнергоатом». В течение последних 18 лет в дополнение к тренажерной математической модели энергоблока разрабатывается модель для анализа тяжелой стадии запроектных аварий с разрушением активной зоны и корпуса реактора. Особенно актуальной стала эта разработка в свете событий 2011 года на АЭС «Фукусима» и принятого впоследствии решения «Концерна Росэнергоатом» о необходимости разработки руководств по управлению тяжелыми авариями для каждого энергоблока и оснащения всех полномасштабных тренажеров моделями тяжелой аварии.

В настоящее время в АО «ИТЦ ДЖЭТ» разработан программный комплекс SAM (severe accident modeling), позволяющий выполнять на тренажере в режиме реального времени сквозной расчет запроектной аварии от исходного события до тяжелой стадии, включая внутрикорпусную фазу с разрушением активной зоны и корпуса реактора и внекорпусную фазу с удержанием расплава в устройстве локализации расплава или, в случае его отсутствия, с моделированием взаимодействия расплава с бетоном.

В частности моделируются такие процессы, как:

  • разогрев, расплавление и разрушение активной зоны;
  • выделение и распространение водорода;
  • выделение и распространение радиоактивных продуктов;
  • взаимодействие расплава с внутрикорпусными устройствами реактора  и с корпусом реактора;
  • проплавление или разрушение корпуса реактора;
  • взаимодействие расплава с бетоном (образование и увеличение размеров каверны в бетоне, выход газов);
  • удержание расплава в устройстве локализации расплава.

Кроме того моделируются процессы, связанные с мероприятиями РУТА (подача воды на поверхность расплава, решение водородной проблемы, предотвращение разрушения корпуса реактора и др.).

 

Конфигурация программного комплекса

Программный комплекс SAM для моделирования внутрикорпусной стадии аварии разрабатывался с учетом требований интеграции этой модели с моделью теплогидравлики и нейтронно-физической моделью реакторной установки, в частности, с интегральной моделью реактора.

Интегральная модель реактора включает в себя полнокассетную модель активной зоны, где каждая ТВС моделируется в отдельности. Равным образом в эту модель входит аксиальное и секторальное ( в плане) моделирование реактора, моделируются поперечные перетоки между каналами активной зоны и параллельными секторами в расчетной схеме реактора, а также включены тяжелоаварийные модули для описания внутрикорпусной фазы тяжелой аварии. Это дает возможность проводить сквозной расчет от исходного события до тяжелой стадии, которая заканчивается проплавлением корпуса реактора, вытеканием расплава на бетон или в устройство локализации расплава (УЛР), если им оснащен блок.

Модуль для анализа процессов, протекающих в активной зоне реактора типа ВВЭР, обеспечивает моделирование процессов, протекающих в активной зоне при ее разогреве, плавлении и деградации на тяжелой стадии запроектной аварии. Основными задачами такого моделирования является определение:

  • распределения температур по активной зоне, с учетом мощности остаточных тепловыделений, неравномерности распределения тепловыделений по активной зоне и теплового эффекта паро-циркониевой реакции;
  • изменения геометрии твэлов и каналов теплоносителя в активной зоне;
  • выхода водорода и распространения его по первому контуру;
  • количества разгерметизированных твэлов, выхода радиоактивных продуктов, накопленных под оболочкой твэлов, и распространения их по первому контуру;
  • выхода расплавленных материалов активной зоны (состав, массы и энергии) в нижнюю камеру реактора.

 

Расчетная схема

При моделировании температурных полей учитывается неравномерность энерговыделений по высоте и радиусу активной зоны, которая рассчитывается в рамках отдельной нейтронно-физической модели активной зоны, интегрированной в тренажерный программный комплекс.

Нейтронно-физическая и теплогидравлическая модели активной зоны, входящие в модель интегрального реактора, работают по расчетной схеме, включающей в себя каждую ТВС с разбиением на аксиальные участки. Для реакторов типа ВВЭР-1200 – это   163  бесчехловых  ТВС  с  разбиением  на   15   аксиальных  ячеек  каждая,  для  ВВЭР-440 – 349 топливных кассет (РК и АРК) с разбиением по высоте на 16 ячеек. Для всех ячеек учитывается теплообмен с твердыми стенками.

В расчетной схеме реактора верхняя и нижняя камеры реактора, а также опускной кольцевой канал разбиваются на 6 секторов с поперечными связями между собой:


  • 6 элементов моделируют верхнюю камеру от выхода из активной зоны до выходных патрубков реактора;
  • 6 элементов моделируют нижнюю камеру от перфорированного эллиптического днища шахты (13) до нижней решетки днища шахты;
  • 6 элементов моделируют верхнюю часть опускного кольцевого канала с кольцом входных патрубков;
  • 6 элементов моделируют основной участок опускного кольцевого канала;
  • 1 элемент моделирует объем под крышкой реактора;
  • 1 элемент моделирует объем между днищем реактора и перфорированным эллиптическим днищем шахты;
  • 6 элементов моделируют верхнюю часть нижней камеры реактора между верхней и нижней решетками днища камеры.
  • 4 группы ТВС по (41, 41, 41, и 40) ТВС в каждой связаны с одним из четырех секторов нижней и верхней камер; при этом моделируется каждая ТВС и для каждой ТВС вводится аксиальное разбиение на 15 аксиальных ячеек (для ВВЭР1200);
  • 6 групп рабочих кассет по 46 кассет в каждой моделируются элементами (4); каждая из этих групп связана с одним из шести секторов нижней и верхней камер; моделируется каждая кассета, при этом для каждой кассеты вводится аксиальное разбиение на 16 аксиальных ячеек (для ВВЭР-440);
  • 6 групп надставок кассет АРК по 12 надставок в пяти группах и 13 надставок в одной группе моделируются элементами (4); каждая из этих групп связана сверху с одним из шести секторов верхней камеры, и снизу – с соответствующей группой ТВС АРК (5); моделируется каждая ТВС АРК, при этом для каждой кассеты вводится аксиальное разбиение на 16 аксиальных ячеек (для ВВЭР-440).

Моделируются также поперечные перетоки между элементами.  6 элементов соединены с выходными патрубками реактора. В два из них осуществляется подача воды от гидроемкостей САОЗ.

В 6 элементов осуществляется вход воды из холодных ниток петель. В два из них осуществляется подача воды от гидроемкостей САОЗ.

В расчетную схему входит также связь с системой аварийного газоудаления (из объема под крышкой реактора) и связь с подреакторным объемом шахты реактора, которая открывается при проплавлении корпуса реактора и переходе аварии во внекорпусную стадию.

В расчете учитывается возможность:

  • выделения водорода и тепла при паро-циркониевой реакции,
  • выхода радиоактивных веществ из-под оболочек твэл при их разгерметизации,
  • выделения тепла при перемещении расплавленных материалов активной зоны в нижнюю камеру реактора,
  • взаимного излучения от разогретых поверхностей расплава и стенок корпуса реактора,
  • подачи воды в реактор в рамках мероприятий по управлению тяжелой аварией,
  • расплавления решеток,
  • образования блокад в отдельных ТВС при образовании и стекании расплава, с частичной или полной блокадой проходного сечения,
  • разгерметизации корпуса реактора при его проплавлении и переходе тяжелой аварии во внекорпусную стадию.

Каждая ТВС характеризуется эквивалентным твэлом, для которого и выполняется расчет. При этом предполагается, что все твэлы в данной ТВС подобны эквивалентному твэлу.

Распределение температуры по радиусу твэла определяется решением одномерного радиального уравнения теплопроводности для каждого контрольного объема эквивалентного твэла. Кроме того, учитываются тепловые потоки между аксиальными ячейками за счет аксиальной теплопроводности и тепловые потоки между нижними и верхними торцами твэл и, соответственно расчетными ячейками верхней и нижней камер реактора за счет конвективного теплообмена и теплового излучения.

При решении одномерного уравнения радиальной теплопроводности каждый контрольный объем разбивается на семь радиальных слоев с динамически изменяющимися радиусами (рис. 3): диоксид урана UO2 (слой 1, 2, 3); гелиевый зазор между топливом и оболочкой (слой 4); цирконий или раствор U-Zr-O (слой 5); двуокись циркония (слой 6); зона перемещения (слой 7).

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

 

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

Рис. 3 Расчетная схема радиальной ячейки твэла

 

При расчете каналов активной зоны моделируется распределение паросодержаний, температур, коэффициентов теплопередачи и свойств теплоносителя.

Для бесчехловых кассет для каждой грани шестиугольной аксиальной расчетной ячейки учитывается поперечный расход теплоносителя между смежными ячейками.

При перемещении расплава в случае тяжелой аварии и застывании его в определенных сечениях с образованием блокад для каждой кассеты учитывается влияние перекрытия сечения на расход теплоносителя и на расчет коэффициента теплоотдачи.

 

Пакет тяжелоаварийных модулей и их интерфейс

При моделировании температурных полей учитывается неравномерность энерговыделений по высоте и радиусу активной зоны, которая рассчитывается в рамках отдельной нейтронно-физической модели активной зоны, интегрированной в тренажерный программный комплекс.

Пакет тяжелоаварийных модулей включает в себя моделирование внутрикорпусной и внекорпусной стадий аварии. На внутрикорпусной стадии моделируются температуоные поля и основные процессы, протекающие в активной зоне, нижней камере и корпусе реактора, а на внешнекорпусной стадии – процессы на бетоне и в УЛР (если блок оборудован ловушкой), происходящие при разгерметизации корпуса реактора.

Интерфейс между модулями теплогидравлики первого контура и тяжелоаварийными модулями осуществляется через следующие параметры:

  • тепловые потоки от твэлов к теплоносителю в каналах активной зоны;
  • тепловые потоки от фрагментов расплава к пароводяной смеси в нижней камере реактора;
  • массовые расходы водорода, образованного при паро-циркониевой реакции на твэлах и на фрагментах расплава в нижней камере;
  • потоки радиоактивных продуктов от разгерметизированных твэлов в каналы активной зоны.

Интерфейс между ПК SAM и теплогидравлическими моделями других технологических систем осуществляется через расходы, температуры, давления, паросодержания, концентрации неконденсирующихся газов, концентрации примесей, положения задвижек и регулирующих клапанов, статусы оборудования для следующих связей между первым контуром и смежными системами:


  • течи из первого контура в контайнмент;
  • подвод основной и аварийной питательной воды в парогенераторы;
  • отвод пара из парогенераторов в ГПК, БРУА, ПК ПГ;
  • сброс среды из ПК КД;
  • подвод воды от активной и пассивной частей САОЗ;
  • тепловые потоки от корпуса реактора и от поверхности расплава (на внекорпусной стадии аварии).

 

Температурные поля в расплаве и корпусе реактора

Для моделирования теплового состояния расплава на днище реактора используется двумерная осесимметричная модель теплопроводности для расплава и корпуса реактора. Учитывается стратификация расплава на тяжелую и легкую фракции. При моделировании теплопередачи между расчетными ячейками учитывается фазовое состояние материалов.

Учитывается теплообмен между слоями расплава, корпусом реактора, структурами верхней камеры реактора и атмосферой внутри контайнмента, а также теплоотвод от реактора к внутренней поверхности контайнмента и от наружной поверхности контайнмента в окружающую атмосферу.


Расчетная схема двумерной осесимметричной модели теплопроводности приведена на рис. 4.

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

Рис. 4 Расчетная схема двумерной модели теплопроводности (расплав на днище)

 

При разбиении расплава на слои выделяется узкая трехслойная зона, прилегающая к корпусу и днищу реактора. Кроме того, такая же зона выделяется в верхней части нижнего более тяжелого слоя расплава (UO2) на границе с верхней, более легкой, частью расплава (металлы и легкие окислы). Это делается для учета возможности образования тонких корок на верхней поверхности расплава и поверхностях, прилегающих к корпусу и днищу реактора.

Разрушение днища корпуса реактора моделируется на основе анализа распределения температур в корпусе реактора и нагрузок на днище. Принимается, что отказ днища происходит либо по фактору превышения действующих в днище напряжений над допустимыми, либо по достижению максимальной температуры на поверхности корпуса реактора заданного значения.

Проплавление стенки корпуса реактора наблюдается в зоне легкой составляющей слоя кориума (металлы) недалеко от границы этой зоны с зоной тяжелой составляющей слоя кориума (двуокись урана). Геометрически это близко к зоне сварного шва днища корпуса.

 

Поведение расплава в УЛР

После проплавления корпуса реактора начинается внекорпусная стадия аварии. Для блоков, оборудованных УЛР, расплав попадает в ловушку.

В ПК SAM моделируется подача воды в теплообменники УЛР, ее последующий нагрев и кипение в режиме отвода тепла от расплава, поступившего в ловушку, а также подача воды на поверхность расплава.

Моделируется постепенное заполнение ловушки расплавом, его взаимодействие с жертвенным материалом, процессы выделения водяного пара и водорода при взаимодействии расплава с бетоном, входящим в состав жертвенного материала, и с поданной на расплав водой, а также моделируется теплообмен в УЛР.

В модели рассматривается растворение жертвенного материала в расплаве в результате только теплового взаимодействия. Таким образом, после выравнивания температур в расплаве и жертвенном материале предполагается, что происходит переход от эвтектики расплава к эвтектике расплава и жертвенного материала.

Основной задачей такого моделирования является определение временных характеристик процессов, протекающих в устройстве локализации, определение температур расплава, конструкционных материалов ловушки и воды, подаваемой в УЛР, а также отработка мероприятий по управлению тяжелой аварией (подача воды на расплав и др.).

В расчетную схему УЛР, рис. 5, включены основные конструктивные компоненты: плита нижняя (2–5), бетонная консоль (7–9), блоки жертвенного материала (17–21), расположенного в корзине, корпус корзины (41–55), теплообменники с водой (24–25), слой воды на поверхности расплава (11), слои изоляции (2, 8, 9, 22), слои расплава (12–16), воздушные зазоры и объемы (6, 10, 26), (бетонные стены (27).

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

Рис. 5 Расчетная схема тепловых потоков в УЛР

 

Взаимодействие расплава с бетоном

В случае, если блок не оборудован устройством локализации расплава, кориум попадает на основание цилиндрической бетонной шахты, в которой расположен реактор. Расчетная схема этой модели приведена на рис. 6.

Вытекание расплава из корпуса реактора происходит в течение некоторого времени (по умолчанию предполагается – в течение 30 минут). На этой стадии (рис. 6а) выделяются три расчетных слоя (2, 7, 8):

  1. слой 7 – это первая порция расплава, попавшая на бетонное основание в момент разгерметизации корпуса. Толщина этого слоя остается постоянной;
  2. слой 2 – это накапливающийся расплав, вытекающий из корпуса. Масса компонентов в этом слое и его толщина постоянно возрастают;
  3. слой 8 – верхний тонкий слой бетона.

Между слоями 7 и 8 расположен нерасчетный слой металлической облицовки. Он не входит в расчетную схему для определения температур, но его термическое сопротивление учитывается при расчете теплообмена между расплавом (слой 7) и бетоном (слой 8). Этот слой допускает тепловое взаимодействие между расплавом и бетоном, но непосредственного контакта, деструкции бетона и химических реакций на этом этапе нет. Предполагается, что за время вытекания расплава произойдет проплавление металлической облицовки.

После полного вытекания расплава постулируется его стратификация на два слоя, (рис. 6б). Внизу располагается слой тяжелых окислов (UO2) (5–7), вверху располагается слой металлов и легких окислов (2–4).

Кроме того, в расчетной схеме выделяют слой бетона в зоне абляции (8) и слой воды, подаваемой на поверхность расплава (1) (рис. 6в).

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

 

В ПК SAM на этой стадии тяжелой аварии определяются температуры в слоях расплава, моделируется образование и рост каверны в бетоне (продвижение фронта абляции) (слои 8a, 8b) за счет постепенного разрушения слоев бетона, соприкасающихся с поверхностью расплава, определяются расходы газов (H2, H2O, CO, CO2), выделяющихся в результате химических реакций в объем контайнмента и рассчитываются тепловые потоки с поверхности расплава к среде подреакторного объема и к корпусу реактора.

 

Визуализация процессов тяжелой аварии

Для визуализации процессов тяжелой аварии были разработаны несколько видеокадров. Видеокадр, представленный на рис. 7, отображает состояние реакторной установки. В зависимости от паросодержания меняется цветовая гамма в реакторе и трубопроводах. Показаны динамически меняющиеся уровни в гидроемкостях (ГЕ), в парогенераторах (ПК) и в конденсаторе давления (КД). А также отображаются основные теплогидравлические параметры (температура, давление, расход) в реакторной установке и в контайнменте.

На рис.8 отображен видеокадр, который дает более детальное представление о процессах, происходящих в реакторе и в УЛР. Визуализация температурных полей осуществляется с использованием цветовой шкалы. Представлено изменение полного проходного сечения активной зоны вследствие стекания расплавленных материалов активной зоны и образования блокад при затвердевании расплавленных масс.

Осуществлена визуализация процесса перемещения расплавленных материалов на перфорированное днище шахты реактора и днище корпуса реактора, а также момента разрушения корпуса реактора и перемещение расплава из реактора в УЛР с постепенным ее заполнением.

Отображаются процессы подачи воды и заполнение водой теплообменников УЛР и объема между УЛР и днищем корпуса реактора.

Этот видеокадр позволяет отследить:

  • начало и интегральный выход из реактора водорода;
  • начало разгерметизации твэл в ТВС и число разгерметизированных ТВС и связанный с этим интегральный выход продуктов деления;
  • максимальную температуру топлива;
  • температуру внутри реактора на отметке нижней опорной решетки активной зоны;
  • температуру внутри реактора на отметке перфорированного днища шахты реактора;
  • температуру внутри реактора между днищем шахты и днищем корпуса реактора;
  • максимальную температуру на поверхности корпуса реактора.

 

Наблюдать изменение температуры в активной зоне можно на 3-D видеокадре (рис. 9).

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

Моделирование и визуализация тяжелых аварий на ПМТ ВВЭР

Рис. 9. 3-D модель активной зоны

 

Выводы

  1. Разработанный программный комплекс SAM детально моделирует аварийные ситуации, переходящие в тяжелую стадию в режиме реального времени.
  2. Данный комплекс рекомендован для отработки оперативных действий при протекании аварийной ситуации.
  3. ПК SAM может использоваться для проверки эффективности мероприятий РУТА.
  4. Разработанные видеокадры детально отображают процессы, происходящие в реакторной установке.

Понравилась статья? Поделиться с друзьями:
Все об энергетике, электротехнике и электронике
Добавить комментарий

;-) :| :x :twisted: :smile: :shock: :sad: :roll: :razz: :oops: :o :mrgreen: :lol: :idea: :grin: :evil: :cry: :cool: :arrow: :???: :?: :!: