Диссертационная работа:

Киселев Аркадий Евгеньевич. Моделирование внутрикорпусной стадии запроектной аварии и создание программного комплекса для анализа безопасности водо-водяных энергетических реакторов : Дис. ... д-ра техн. наук : 05.14.03 : М., 2004 352 c. РГБ ОД, 71:05-5/497

ВВЕДЕНИЕ 8

Глава 1 МОДЕЛИРОВАНИЕ ОСНОВНЫХ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ НА ВНУТРИКОРПУСНОЙ СТАДИИ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ ВВЭР 13

1.1 Основные физические процессы при запроектной аварии ВВЭР с тяжелым повреждением активной зоны 13

1.2 Физико-химические процессы втвэлах при тяжелых авариях 19

1.2.1 Подходы к моделированию окисления (коррозии) оболочек твэлов 20

1.2.2 Назначение модулей 25

1.2.3 Окисление и процессы эвтектических взаимодействий в циркониевых элементах конструкции а.з. РУ приТ<2250 К 26

1.2.4 Окисление и процессы взаимодействия с оксидами UO2 и ZiCh расплава U-Zr-ОприТ>2250К 48

1.2.5 Структура данных и описание некоторых алгоритмов модулей PROF и LIQF.62

1.2.6 Свойства материалов 65

1.3 Окисление стальных конструкций 65

1.4 Механическое разрушение оболочек твэлов, двойное окисление, влияние разрушения на скорость окисления 70

1.5 Плавление и перемещение материалов а.з. и ВКУ на различных этапах развития запроектной аварии 83

1.5.1 Влияние образования низкотемпературных эвтектик и плавления элементов конструкции активной зоны на динамику протекания тяжелой аварии 84

1.5.2 Ранняя стадия стекания расплавленных материалов 88

1.5.3 Поздняя стадия разрушения а.з. и ВКУ 100

1.6 Свойства газового зазора в твэле 110

1.7 Теплообмен излучением в а.з. и ВКУ реакторной установки 122

1.7.1 Методика моделирования теплообмена излучением 124

1.7.2 Расчет коэффициентов переизлучения для различных типов поверхностей... 127

1.7.3 Моделирования выноса энергии излучением из а.з. РУ в приближении «большой зоны» 132

1.7.4 Моделирование переизлучения расплава в а.з. с учетом возможного образования корок 136

1.7.5 Результаты тестирования модуля обмена энергии излучением 136

1.8 Удержание расплава в НКС и разрушение корпуса реактора 140

1.8.1 Основные требования к моделям и алгоритмам 140

1.8.2 Постановка задачи теплопроводности 141

1.8.3 Моделирования обмена энергии излучением 142

1.8.4 Моделирование плавления и теплопереноса в неоднородном материале 144

1.8.5 Модель конвективного теплообмена в расплаве 147

1.8.6 Верификация модели конвекции в расплаве 153

1.8.7 Методика задания расчетной модели НКС для анализа поздней стадии тяжелой аварии ВВЭР кодом ГЕФЕСТ 158

1.8.8 Тепловые взаимодействия в НКС на разных стадиях развития аварийного процесса 161

Глава 2 МОДЕЛИРОВАНИЕ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ ВВЭР С ПЛАВЛЕНИЕМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И ВЫХОДОМ РАСПЛАВА ЗА ПРЕДЕЛЫ КОРПУСА РЕАКТОРА... 165

2.1 Современное состояние методологии детерминистского анализа ЯЭУ 165

2.1.1 Структура современных кодов 166

2.1.2 Зарубежные коды 167

2.1.3 Отечественные расчетные средства 168

2.2 Методология моделирования тяжелых аварий ВВЭР и комплексный подход к разработке программного комплекса улучшенной оценки 169

2.3 Теплогидравлика первого и второго контуров РУ (краткая характеристика кода РАТЕГ, принципы организации вычислений) 175

2.4 Моделирование процессов в а.з. и ВКУ реакторной установки на различных этапах развития аварийного процесса (внутренняя организация взаимосвязей между отдельными физическими моделями пакета СВЕЧА) 184

2.5 Взаимодействия теплогидравлических процессов и физико-химических процессов в материалах РУ на начальной стадии запроектной аварии (принципы взаимодействия кодов РАТЕГ и пакета программ СВЕЧА) 186

2.6 Взаимодействие теплогидравлических процессов в РУ и процессов разрушения элементов конструкции а.з. с процессами в НКС на стадии выпадения расплава (принципы взаимодействия объединенного комплекса РАТЕГ/ СВЕЧА с кодом ГЕФЕСТ) 195

2.7 Базы данных по свойствам материалов 199

2.8 Технология параметризации РУ, входные и выходные файлы комплекса, интерфейс пользователя 200

2.9 Общие сведения о программном комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ 205

Глава 3 ВЕРИФИКАЦИЯ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА 207

3.1 Матрица верификации отдельных физических моделей пакета СВЕЧА программного комплекса 207

3.2 Моделирование окисления циркониевых оболочек твэлов 209

3.2.1 Результаты моделирования прецизионных изотермических экспериментов по окислению Zry-4 211

3.2.2 Окисление в условиях взаимодействия материалов Zr оболочки твэла с UCh топливной таблеткой 214

3.2.3 Моделирование экспериментов по окислению сплава Zr-l%Nb 218

3.2.4 Обобщенные результаты моделирования окисления оболочек твэлов 224

3.3 Растворение UO2 и Zr02 расплавом материалов оболочки твэла 225

3.4 Моделирование механического поведения оболочек твэлов 230

3.4.1 Моделирование деформирования оболочек твэлов при разогреве в нейтральной среде и в присутствии водяного пара (эксперименты S. Sagat.) 230

3.4.2 Моделирование деформирования и разрушения оболочек твэлов при разогреве в присутствии водяного пара (эксперименты REBEKA) 233

3.4.3 Моделирование деформирования и разрушения оболочек твэлов при постоянном давлении и температуре (ОКБ «Гидропресс» 1999-2000 г.) 234

3.5 Моделирование окисления нержавеющей стали 236

3.6 Верификация программного комплекса на данных внереакторного интегрального эксперимента CORA-BB3P2 239

3.6.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 239

3.6.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 241

3.6.3 Расчетная модель установки CORA-W2 245

3.6.4 Анализ результатов моделирования 247

3.7 Верификация программного комплекса на данных внереакторного интегрального эксперимента QUENCH-06 253

3.7.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 253

3.7.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 254

3.7.3 Расчетная модель установки 256

3.7.4 Анализ результатов моделирования 258

3.8 Верификация программного комплекса на данных интегрального эксперимента PHEBUSB9+ 264

3.8.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 264

3.8.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 265

3.8.3 Расчетная модель установки 267

3.8.4 Анализ результатов моделирования 268

3.9 Верификация программного комплекса на данных интегрального эксперимента PBF

SFD 1-4 272

3.9.1 Задачи эксперимента и основные моделируемые физические явления 272

3.9.2 Описание установки и сценария проведения эксперимента 273

3.9.3 Расчетная модель установки 276

3.9.4 Анализ результатов расчетов 278

3.10 Обобщенные результаты верификации 281

Глава 4 АНАЛИЗ ПРОЦЕССОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА ВВЭР-1000 ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ С ПРИМЕНЕНИЕМ ПРОГРАММНОГО КОМПЛЕКСА РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ 283

4.1 Описание расчетной схемы РУ ВВЭР-1000 для программного комплекса РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ 284

4.1.1 Гидравлические элементы модели реактора 286

4.1.2 Тепловые элементы модели реактора 288

4.1.3 Моделирование ИКС 290

4.1.4 Петли первого контура 292

4.1.5 Компенсатор давления 294

4.1.6 Система аварийного газоудаления 295

4.1.7 Моделирование гидроемкостей 296

4.1.8 Второй контур 296

4.1.9 Узлы течей 298

4.2 Методика моделирования основных физических процессов для сценариев тяжелых аварий, инициированных течью из первого контура 299

4.3 Методика получения начальных и граничных условий 300

4.3.1 Методика получения стационарного состояния РУ 300

4.3.2 Перечень граничных условий моделируемого аварийного процесса 302

4.4 Анализ результатов моделирования аварии Ду25 с полным обесточиванием 302

4.4.1 Протекание аварии в пределах проектных параметров 303

4.4.2 Деградация активной зоны 305

4.4.3 Выход расплава на днище корпуса реактора и разрушение корпуса 306

4.4.4 Интегральные характеристики по выходу массы и энергии 307

4.4.5 Сопоставление с результатами моделирования по кодам SCDAP/RELAP и MELCOR 309

4.5 Анализ результатов моделирования аварии Ду346 с полным обесточиванием 321

4.5.1 Протекание аварии в пределах проектных параметров 321

4.5.2 Деградация активной зоны 322

4.5.3 Выход расплава на днище корпуса реактора и разрушение корпуса 323

4.5.4 Интегральные характеристики по выходу массы и энергии 324

4.5.5 Сопоставление с результатами моделирования по кодам SCDAP/RELAP и MELCOR 326

4.6 Обобщенные результаты расчетов тяжелых аварий 334

ЗАКЛЮЧЕНИЕ 335

Список литературных источников 337 

Актуальность темы. Обеспечение безопасности является одной из основных задач при проектировании, строительстве, эксплуатации и выводе из эксплуатации АЭС. Обоснование безопасности АЭС включает анализ запроектных аварий [ 1 ], которые могут привести к тяжелым повреждениям, плавлению активной зоны (а.з.), разрушению корпуса реакторной установки (РУ), выходу водорода, радиоактивных продуктов деления и расплава а.з. под защитную оболочку (30). Цель такого исследования заключается в установлении закономерностей протекания аварийного процесса и разработке адекватных технических решений и мер по управлению аварией [ 2 ].

Исследования запроектных аварий активно ведутся с начала 70-х годов. Соответствующие подходы, методы и расчетные средства постоянно совершенствуются по мере накопления знаний о процессах и явлениях, происходящих при разрушении активной зоны реактора. Отметим, что на начальных этапах последствия аварий оценивались исходя из консервативных (наихудших) оценок, получаемых с использованием простых физических моделей и расчетных средств. По мере развития атомной энергетики, формирования более жестких требований к обеспечению безопасности АЭС возникла потребность в более совершенных подходах к анализу запроектных аварий и разработке соответствующих физических моделей и расчетных средств повышенной точности.

Потребность в детальном анализе запроектных аварий АЭС с ВВЭР и создании соответствующего инструментария особенно проявились в связи с необходимостью решения таких актуальных проблем атомной энергетики, как повышение безопасности и продление ресурса действующих АЭС с ВВЭР, проектирование и строительство энергоблоков нового поколения, оснащенных более совершенными техническими средствами управления запроект-ными авариями с тяжелым повреждением активной зоны (например, устройством локализации расплава, системой подавления горения и детонации водорода, внедрением пассивных систем отвода тепла и т.д.). Решение этих задач потребовало выполнения углубленных анализов запроектных аварий для обеспечения реалистичными исходными данными проектов новых систем безопасности и для обоснования работоспособности этих систем в аварийных условиях. Необходимость создания современного инструмента анализа запроектных аварий связана и с потребностью повышения конкурентоспособности российских проектов за рубежом, в том числе и для выполнения углубленного анализа безопасности АЭС с ВВЭР в Китае, Иране, Индии.

Предпосылками создания расчетных средств улучшенной оценки для моделирования запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны (далее тяжелых аварий) стало и то, что к настоящему времени накоплен обширный экспериментальный материал, разрабо таны современные физические модели аварийных процессов, существенно возросло быстродействие вычислительных средств.

Таким образом, требования к углубленному анализу безопасности проектируемых и действующих АЭС, необходимость повышения конкурентной способности проектов новых энергоблоков, разработка новых более совершенных технических систем безопасности определили высокую актуальность исследований, направленных на решение научной проблемы разработки современных подходов к моделированию запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР и создания соответствующих расчетных средств улучшенной оценки.

Цель исследования. Целью настоящей работы является разработка методологии моделирования внутрикорпусной стадии запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны АЭС с ВВЭР, основанной на принципах физического моделирования, создание на ее основе комплексной модели поведения реакторной установки ВВЭР в условиях тяжелой аварии и практическая реализация модели в виде программного комплекса улучшенной оценки.

Защищаемые положения:

• Методология моделирования внутрикорпусной стадии запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанная на принципах физического моделирования, системном подходе к учету конструктивных особенностей ВВЭР и включающая подходы, методы, алгоритмы разработки, адаптации и интеграции физических моделей, программных модулей и кодов в программный комплекс, верификацию моделей и программного комплекса, разработку расчетных моделей ВВЭР и проведение расчетного анализа тяжелых аварий;

• Результаты разработки адаптированных для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математических моделей и расчетных модулей;

• Комплексный подход к созданию обобщенной модели поведения ВВЭР в условиях тяжелой аварии и построению программного комплекса улучшенной оценки, включая результаты интеграции моделей отдельных физических процессов, пакетов программ и расчетных кодов в программный комплекс РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ;

• Результаты верификации программного комплекса на большом количестве данных экспериментов по отдельным явлениям и данных, полученных в интегральных экспериментах;

• Результаты апробации программного комплекса к моделированию сценариев аварий с плавлением активной зоны ВВЭР-ЮОО/В-428 Тяньваньской АЭС, включая кросс-верификацию с результатами расчетов по зарубежным кодам.

Научная новизна. Впервые разработан и практически реализован комплексный подход к созданию обобщенной физико-математической модели запроектной аварии с тяжелым повреждением активной зоны ВВЭР, основанный на принципах физического моделирования. Этот подход позволил обеспечить согласованное моделирование с использованием физических моделей современного уровня основных явлений и процессов, протекающих при тяжелой аварии и системным образом учесть конструктивные особенности реакторной установки ВВЭР

В частности:

• Разработаны адаптированные для использования в составе программного комплекса улучшенной оценки физико-математические модели и расчетные модули повышенной точности. Разработанные модули позволили согласованным образом описывать широкий спектр теплогидравлических, физико-химических и термомеханических явлений на внутрикор-пусной стадии тяжелой аварии;

• Разработана комплексная модель запроектной аварии с тяжелым повреждением аз. Модель реализована в виде программного комплекса, обеспечивающего сквозное моделирование физических процессов на всех этапах развития аварийного процесса от исходного события до выхода расплава за пределы корпуса реактора с учетом системным образом конструктивных особенностей ВВЭР;

• Выполнена верификация разработанного программного комплекса на отечественных и зарубежных экспериментальных данных по отдельным явлениям и на данных интегральных экспериментов;

• Выполнены анализы запроектных аварий с тяжелым повреждением активной зоны в интересах обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР различных модификаций (В-230, В-320, В-412, В-428, В-448). Полученные результаты использованы в качестве исходных данных для проектирования систем безопасности АЭС с ВВЭР.

Практическая значимость. В результате выполненных исследований разработана и реализована в виде программного комплекса улучшенной оценки комплексная модель поведения ВВЭР при запроектных авариях с тяжелым повреждением активной зоны. Программный комплекс передан в проектные и научные организации (РНЦ «Курчатовский институт», АЭП, СПбАЭП) и широко используется при проведении углубленного анализа безопасности проектируемых и действующих АЭС с ВВЭР. В частности, комплекс использовался при обосновании безопасности Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000/В-428 в Китайской Народной Республике, АЭС «Куданкулам» с ВВЭР 1000/В-412 в Республике Индия, работах по оценке источников водорода РУ ВВЭР-440 2-ого блока Кольской АЭС, работах по расчету запро ектных аварий перспективных АЭС с ВВЭР-1000/В-392 (вторая очередь Нововоронежской АЭС НВАЭС-2) и ВВЭР-1500/В-448.

Личный вклад автора. Непосредственно автором разработан комплексный подход к созданию обобщенной модели тяжелой аварии и программного комплекса улучшенной оценки, разработана обобщенная модель тяжелой аварии в виде программного комплекса, разработаны основы и принципы интеграции отдельных физических моделей и кодов, включая систематизацию, установление иерархии и взаимообусловленности физических моделей, расчетных модулей и кодов. Автор принимал непосредственное участие в создании адаптированных для использования в составе программного комплекса физико-математических моделей и расчетных модулей повышенной точности; проведении анализа и отборе экспериментальных данных, требуемых для верификации физических моделей и программного комплекса в целом; проведении интеграции модулей и кодов; выполнении верификации программного комплекса; разработке расчетных моделей ВВЭР; проведении расчетных анализов широкого спектра аварий ВВЭР; проведении кросс-верификация полученных результатов с результатами расчетов по зарубежным кодам.

В целом автор принимал непосредственное участие в формировании научных, методологических и концептуальных подходов, участвовал во всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

Достоверность результатов. Обоснованность и достоверность основных положений и выводов базируется на использовании физически обоснованных моделей и расчетных методик, результатах верификации разработанных моделей, модулей и программного комплекса в целом на широком спектре экспериментальных данных по отдельным явлениям и процессам и данных, полученных на интегральных стендах, в том числе и на результатах международных стандартных проблем по тяжелым авариям.

Апробация работы. Основные положения и результаты диссертации докладывались на внутренних и международных конференциях и семинарах, в том числе:

• Рабочей группе по международной стандартной проблеме ISP PHEBUS В9+ (Кадараш, Франция, 1991 г.).

• Международных конференциях CORA (Карлсруэ, Германия 1992, 1993, 1994, 1995 гг.).

• Совещании по международной стандартной проблеме OECD ISP-36/CORA-W2 (Кельн, Германия, 1994 г.).

• IAEA Technical Committee on Behavior of LWR Core Materials under Accident Conditions (Димитровград, 1995 г.).

• International Seminar Heat and Mass Transfer in Severe Nuclear Reactor Accidents (Cesme, Turkey, 1995 г.).

• Семинаре пользователей кода ICARE2 (Aix-en-Provence, Франция, 1995 г.).

• Ежегодных рабочих совещаниях в рамках программы исследований по тяжелым авариям CSARP (США, Вашингтон, 1995, 2000 гг.).

• Конференциях по безопасности водо-охлаждаемых реакторов WRSM-23 и WRSM-25 (США, Вашингтон, 1995, 1997гг.).

• 7-ой международной конференции по теплогидравлике атомных реакторов NUREG-7, Са-ратога-Спрингс, 1995 г.

• Семинарах IPSN-IBRAE (France, Aix-en-Provence, 1996, 2001 гг.).

• Международных семинарах по программе QUENCH (Карлсруэ, Германия, 1996, 2003 гг.).

• Международном совещании по разработке моделей кода SCDAP/RELAP (Карлсруэ, Германия, 1996 г.).

• Российской конференции Теплофизика-99 (Обнинск, 1999 г.).

• Техническом совещании SR5CAP (USA, Albuquerque, 1999 г.).

• International Information Exchange Forum on Severe Accident Management - SAM-99 (Обнинск, 1999 г.).

• Научно-практическом семинаре «Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР» (С-Петербург, 2000 г.).

• Всероссийской научно-практической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (г. Подольск, 2001 и 2003 г.).

• Ежегодном техническом совещании МСАР (США, Albuquerque, 2002 г.).

• Seventh International Information Exchange Forum on "Safety Analysis for Nuclear Power Plants of VVER and RBMK Types" (Piestany, Словакия, 2003).

• Семинаре «Современное состояние развития программных средств для анализа динамики и безопасности АЭС», ВНИИЭФ (г. Саров, 2003 г.).

Публикации: По теме диссертации опубликовано 33 печатные работы.