CC BY
87
УДК 681.31.001.57 Е.А. Рымаренко
ОБОСНОВАНИЕ НЕОБХОДИМОСТИ КОМПЬЮТЕРНОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ПРОЦЕССОВ, ПРОТЕКАЮЩИХ В ОБОРУДОВАНИИ АЭС ПРИ ЗАПРОЕКТНЫХ АВАРИЯХ, С ЦЕЛЬЮ СОКРАЩЕНИЯ ВРЕМЕНИ РАСЧЕТОВ ДЛЯ ПРИНЯТИЯ ПРОГНОЗНЫХ РЕШЕНИЙ
Семинар № 14
И И ричиной возникновения за-проектной аварии является нарушение проектных режимов охлаждения активной зоны, которое может произойти вследствие совокупности исходных событий, к которым относятся отказы элементов оборудования ядерной па-ро-производительной установки (ЯП-ПУ) и АЭС и внешние воздействия. При рассмотрении некоторого базового сценария протекания запроектной аварии из всей маловероятной совокупности условий ее развития для АЭС с водноводяным энергореактором (ВВЭР) можно ограничиться двумя наиболее типичными по своим последствиям ситуациями:
- течь из 1-го контура с наложением отказов систем безопасности, обеспечивающих подпитку и расхолаживание реактора, в результате которой происходит разрушение активной зоны за короткий промежуток времени, определяемый, главным образом, временем истечения теплоносителя из первого контура;
- обесточивание АЭС с потерей электропитания собственных нужд и не-запуском основных и резервных дизель-генераторов, в результате которого разрушение активной зоны происходит через длительный промежуток времени,
определяемый временем выкипания теплоносителя сначала из второго, а затем из первого контуров.
Хотя авария может протекать, в пределе, по сценариям высокого и низкого давления, их различия проявляются, главным образом, на начальной стадии аварии (до начала разрушения активной зоны) и, влияя на динамику разрушения активной зоны, тем не менее, не приводят к различию самих процессов собственно запроектной аварии, по крайней мере, на стадии плавления и деградации активной зоны.
По мере разогрева за счет остаточного тепловыделения в активной зоне начинается образование жидких фаз, ускоряющееся вместе с ускорением разогрева при начале экзотермической пароциркониевой реакции. Образующиеся в первую очередь металлические расплавы циркония и стали стекают в нижележащую относительно холодную часть активной зоны, формируя блокировки для перемещения осыпающихся фрагментов твэлов и накапливающегося в центральной части активной зоны расплава и02-2г02-2г. Вследствие «парового голодания» не весь цирконий, содержащийся в активной зоне, окисляется, и образующийся в этом процессе расплав
оксидов находится в субокисленном состоянии.
Постепенное увеличение массы и объема внутризонной ванны расплава приводит в конце концов к прорыву нижней блокировки или проплавлению внутрикорпусных устройств (ВКУ), ограничивающих по периферии ванну, и расплав стекает на днище корпуса. В принципе, этот процесс может сопровождаться паровыми взрывами. Остающаяся на днище корпуса вода выпаривается, затем происходит повторный разогрев фрагментов активной зоны и кориума, плавление размещенных в слое кориума стальных ВКУ, повторное плавление кориума, падение на днище корпуса не переместившихся до этого фрагментов активной зоны и частей ВКУ (в частности, под действием теплового излучения со стороны ванны расплава). Время стекания и накопления кориума на днище корпуса реактора зависит от многих факторов.
Первым предельным случаем является весьма быстрое стекание расплава так, что днище не успевает нагреться, поэтому напряжения и деформации в днище определяются температурным полем начального состояния, весовой нагрузкой расплава и давлением среды. Сначала это будут упругие деформации. Затем идет постепенный прогрев днища при постоянной весовой нагрузке расплава. Появляются дополнительные температурные напряжения и идет процесс вязко-упруго-пластического деформирования днища.
Вторым предельным случаем является медленное стекание и накопление расплава на днище корпуса, в процессе которого днище успевает прогреться, имеет соответствующее установившемуся теплопереносу поле температур, а также весовые нагрузки и давление среды. В процессе стекания расплава про-
исходит постепенное его накопление на днище, при этом постепенно повышается уровень расплава, растет весовая нагрузка и изменяется температурное поле днища. В днище растут напряжения, идет вязко-упруго-пластическое деформирование материала. Через определенный промежуток времени процесс накопления расплава заканчивается, после чего весовая нагрузка остается постоянной, но продолжается дальнейшее изменение температурного поля, сопровождаемое деформированием днища.
Основной особенностью работы корпуса, нагруженного расплавом кориума, является прогрев днища до весьма высоких температур вплоть до температур плавления стали. Материал корпуса имеет достаточно высокий запас пластичности, как в интервале рабочих температур (Т<350 °С), так и при температурах, несколько превышающих рабочие (350 °С<Т<600 °С). Наиболее вероятной причиной потери несущей способности днища, нагруженного расплавом кориума, может быть нарушение устойчивости вязко-пластического течения материала корпуса. В наиболее нагретых и максимально нагруженных сечениях днища может произойти резкое возрастание скоростей деформаций. Росту скоростей деформации содействует также возможное изменение размеров и формы днища. Сосредоточение деформации в слабом сечении может привести к сильному утонению стенки и последующему разрушению днища [1]. Момент разрушения корпуса реактора является специфически опасным из-за сильных термомеханических воздействий на оборудование и строительные конструкции. Уже на рассмотренной стадии запроектной аварии возникает угроза целостности защитной оболочки при горении водорода, выделяемого в помещения контейнмента в результате
паро-металлических реакций, и обеспечение водородной безопасности является одной из задач управления запроектной аварией.
Выход кориума как в жидком так и в твердом состоянии за пределы ограждения 1-го контура в результате его проплавления или разрушения связан с новыми угрозами для защитной оболочки. При взрывном характере разрушения (например, по сценарию высокого давления, при котором возможен паровой взрыв при выходе расплава кориума в затопленную водой бетонную шахту) возможны повреждение оболочки летящими фрагментами конструкций или ее непосредственный разогрев расплавом кориума. При поступлении расплава кориума в сухую бетонную шахту его взаимодействие с бетоном приводит к газоаэрозолеобразованию, повышающему давление в контейнменте и увеличивающему радиационную нагрузку за пределами защитной оболочки даже при ее проектных неплотностях.
Особую опасность представляет возможность разрушения расплавом кориума бетонного основания контейн-мента с выходом радиоактивных продуктов деления в атмосферу, проникновением расплава в грунт и радиоактивным заражением гидросферы. Для исключения и существенного ослабления наиболее опасных последствий запроектной аварии разрабатываются способы и устройства локализации расплава в пределах защитной оболочки контейн-мента и, как частный случай, в корпусе реактора.
Обзор локализующих устройств, выполненных по проблеме удержания расплава на атомных электростанциях с во-до-водяными энергореактором (ВВЭР) средней и большой мощности, показал, что проблема надежности и работоспособности устройства наружного охлаж-
дения корпуса реактора (УНОР) для АЭС с ВВЭР-440 и устройства локализации расплава (УЛР) для АЭС с ВВЭР-1000 в условиях протекания запроект-ной аварии определяется процессами теплообмена гомогенной или структурно неоднородной ванны расплава кориума с корпусом реактора или с корпусом УЛР. Эти процессы напрямую зависят от напряженно-деформированного состояния ограждающих кориум конструкций, особенно, учитывая неопределенности, связанные с параметрами формирования ванны расплава на днище корпуса реактора или в корпусе УЛР.
Анализируя процессы при запроект-ной аварии на АЭС с реакторами большой мощности, отметим: внутрикорпус-ная локализация расплава активной зоны с помощью наружного охлаждения корпуса реактора невозможна. На вне-корпусной стадии запроектной аварии происходит разрушение днища корпуса реактора и кориум, взаимодействуя с нижней плитой, поступает в зону локализации. В этом процессе нижняя плита испытывает целый комплекс термомеханических нагрузок, начиная от нагрузок от пластически деформирующегося дни-ща корпуса и заканчивая нагрузками от перемещающегося кориума.
Компьютерное моделирование процессов разрушения активной зоны, процессов ее деградации и перемещения на днище корпуса реактора представляют сложную многосвязную задачу, связанную с расчетом формоизменения объекта моделирования. К такому же классу задач относятся задачи моделирования пластического деформирования и разрушения корпуса реактора, перемещения кориума в бетонную шахту, взаимодействие кориума с конструкционными материалами устройства локализации расплава.
Моделирование процессов поведения кориума, процессов развития и локализации запроектной аварии опирается на моделирование конкретных физических явлений, сопровождающих процесс протекания аварии, при этом, в силу специфики рассматриваемых вопросов, выполняется раздельное моделирование температурных полей и излучения, прочности и пластических деформаций конструкций, гидродинамики и теплообмена с охлаждающими средами, процессов разрушения и перемещения материалов. Все эти задачи для своего корректного решения требуют разработки единой базы данных, организации параллельного взаимодействия с единой
1. Волкова С.Н., Грановский В.С., Ефимов В.К. и др. Исследование теплогидравлических процессов наружного охлаждения реактора в тяжелых авариях при удержании расплава в
базой данных различных расчетных программ, описывающих поведение кориума и конструкционных материалов, организации параллельных вычислений, организации многопоточных вычислений внутри одной задачи, особенно для задач 2-Б и 3-Б геометрии. Сложность представления исходных данных для задач с динамическими границами требует разработки специализированного аппарата ввода и контроля исходных данных, использования препроцессора для подготовки исходных физических данных и сеточных функций, привязки сеточных функций к объекту моделирования.
-------------- СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
корпусе ВВЭР // Тезисы докл. на отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС», Обнинск, 28-30 сент., 1999.
— Коротко об авторах -----------------------------------------------------------
Рымаренко Екатерина Александровна - аспирантка,
кафедра «Автоматизированные системы управления», Московский государственный горный университет.
