Статья: Анализ аварий с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 И RELAP/SCDAPSIM

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»

ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия

26-29 мая 2009 г.»

анализ АВАРИЙ с плавлением активной зоны РУ ВВЭР по кодам СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM

В.В. Щеколдин, С. И. Пантюшин, Ю.С. Сорокин

ОКБ “Гидропресс”, г. Подольск

Введение

В докладе представлен анализ внутрикорпускной стадии тяжелой аварии, включая исследование поведения кориума в напорной камере реактора и оценку параметров кориума, выходящего из корпуса реактора после его разрушения с использованием зарубежного кода RELAP/SСDAPSIM и российского тяжелоаварийного кода СОКРАТ/В1.

В качестве характерных для РУ ВВЭР-1000 рассмотрены исходные события:

Большая течь теплоносителя с отказом активной части САОЗ;

Полное обесточивание станции.

При выполнении анализа предполагается, что начальное состояние соответствует работе РУ на номинальной мощности. Рассматриваются процессы, начиная с исходного события, и далее, включая потерю теплоносителя, разогрев и деградацию активной зоны, разрушение внутрикорпусной шахты и корпуса реактора, выход кориума из корпуса реактора.

Для ОКБ “ГИДРОПРЕСС” наибольший интерес представляет анализ внутрикорпусной стадии тяжелой аварии с оценкой времени наступления характерных событий, поведения основных параметров РУ. Несмотря на постоянное совершенствование тяжелоаварийных кодов (включая рассматриваемые в данном докладе), до сих пор существуют трудности с обоснованием достоверности результатов расчетов. Все еще существуют значительные неопределенности в понимании и описании явлений, имеющих место в тяжелых авариях. В связи с этим необходимо настроить параметры кодов и согласовать поведение параметров РУ до перехода в тяжелую стадию аварии по аттестованным теплогидравлическим кодам.

Коды RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2 и СОКРАТ/В1 включены в состав библиотеки программ предприятия ОКБ “ГИДРОПРЕСС”, наряду с другими тяжелоаварийными кодами (например MELSIM) введены в опытную эксплуатацию и использовались для выполнения проектных расчетов.

Системный код СОКРАТ/B1 является современным отечественным средством для рассмотрения тяжелой стадии ЗПА, включая процессы разрушения и плавления топлива твэлов активной зоны, образование и перенос неконденсирующихся газов, разрушения шахты и корпуса реактора. В настоящее время код СОКРАТ/B1 проходит процедуру аттестации в Ростехнадзоре. авария кориум реактор код

Отличительной особенностью кода RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2 является его идентичность в теплогидравлической части с известным кодом наилучшей оценки RELAP5/MOD3.2. Вместе с тем имеется возможность анализа тяжелых аварий для сценариев с плавлением и разрушением активной зоны. Таким образом, можно провести оценку влияния точности моделирования начальной стадии тяжелой аварии на явления, происходящие при разрушении активной зоны.

Проведенная работа позволила разработать файлы исходных данных для расчетных кодов RELAP/SCDAPSIM и СОКРАТ/В1 для выполнения анализов тяжелых аварий РУ ВВЭР-1000. Сравнительный расчет позволил провести проверку и отладку файлов исходных данных для обоих расчетных кодов, как в теплогидравлической, так и в тяжелоаварийной части.

При условии настройки начальной стадии аварии по кодам улучшенной оценки (такие как ТРАП-97 и КОРСАР/ГП), учитывая достигнутую степень адаптации к РУ ВВЭР, можно применять коды СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM для выполнения анализов тяжелых аварий при обосновании безопасности АЭС с РУ ВВЭР.

Описание кодов и методика расчета

Реальные физические системы моделируются в коде RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2 [1] при помощи гидродинамических и термодинамических моделей. Гибкая схема нодализации предоставляет широкие возможности для моделирования компонентов РУ. Для моделирования гидроемкостей используется специальный элемент, позволяющий учитывать процессы теплообмена между газом, стенками сосуда и водой при истечении борного раствора из гидроемкости.

Расчетная схема реактора представлена на рисунке 1. Напорная камера реактора моделируется опускным участком из четырех элементов, который соединяется с объемом, моделирующем нижнюю часть НКР.

В реакторе внутрикорпусные устройства моделируются как тепловые структуры и компоненты модуля SCDAP. Поведение кориума на дне корпуса реактора описывается с помощью модуля COUPLE. Активная зона представлена двумя каналами: первый - с твэлами средней и максимальной мощности, второй - тапловыделяющая сборка максимальной мощности. Обогреваемая часть активной зоны разделена на два параллельных канала, каждый из которых включает 10 объемов. С точки зрения энерговыделения в активной зоне выделено семь отдельных компонентов, описывающих поведение твэлов, стержней СУЗ, направляющих каналов. Моделирование энерговыделения в топливе в результате реакции деления основано на модели точечной кинетики. Нейтронно-физические характеристики активной зоны (коэффициенты реактивности по плотности теплоносителя, температуре топлива и др.) соответствуют значениям для номинальной мощности. Мощность остаточных энерговыделений соответствует ANS 79_1.

Первый контур представлен четырьмя петлями, трубчатка парогенераторов описывается несколькими теплогидравлическими каналами (рис. 2, рис. 3). По второму контуру моделируются паропроводы, питательные насосы с трактами подачи питательной воды, отсечные и сбросные устройства.

Элементы конструкций над активной зоной представлены тепловыми структурами, которые не могут разрушаться. Специальные компоненты модуля SCDAP для построения моделей этих конструкций (БЗТ и т.п.) не использовались, т.к. их применение приводило к аварийным остановам расчетов.

Рис. 1 Расчетная схема реактора

Рис. 2 Расчетная схема первой петли

Рис.3 Расчетная схема парогенератора по второму контуру

Описание кода СОКРАТ

Для анализа тяжелых аварий в данной работе применен программный комплекс СОКРАТ/B1 [2], в котором соединены преимущества системного подхода к анализу РУ и современные достижения в области моделирования отдельных элементов и процессов. СОКРАТ/В1позволяет моделировать физические процессы тяжелой аварии РУ ВВЭР на внутрикорпусной и внекорпусной фазах после выхода расплава активной зоны в ЗО. Выполненные верификационные исследования кода СОКРАТ/В1[3] на отечественных и зарубежных экспериментальных данных подтверждают способность кода адекватно описывать совокупность процессов и явлений, определяющих протекание тяжелой ЗПА в РУ ВВЭР.

Функциональное наполнение СОКРАТ/В1 имеет блочно-модульную структуру. Основными модулями являются РАТЕГ, СВЕЧА и ГЕФЕСТ. Системный двухжидкостный теплогидравлический модуль РАТЕГ позволяет создавать полные расчетные модели РУ, включая системы управления и регулирования, и моделировать их работу с учетом следующих процессов: течение двухфазного теплоносителя с примесью неконденсируемых газов, перенос тепла в элементах РУ, теплообмен теплоноситель-стенка, теплоперенос излучением и др. Модуль СВЕЧА предназначен для моделирования физико-химических процессов, существенных для описания явлений деградации активной зоны в ходе тяжелой аварии: окисление, плавление и перемещение материалов, генерация водорода, теплообмен излучением и др. Модуль ГЕФЕСТ служит для моделирования взаимодействия корпуса реактора с расплавом активной зоны. В нём моделируются теплопередача, перемещение и плавление материала, перемешивание и расслоение расплава, тепловая эрозия корпуса, пограничное взаимодействие горячего материала с теплоносителем, теплообмен излучением и другие явления и процессы.

Моделирование тяжелой аварии с осушением, разогревом и плавлением активной зоны является сложной задачей и требует учета широкого круга взаимосвязанных явлений. При подготовке исходных данных и проведении анализа с использованием кода СОКРАТ/В1 учтен опыт анализов тяжелых аварий для РУ ВВЭР-1000 с использованием различных тяжелоаварийных кодов, а также результаты работ [4] - [6].

На рисунках 4-8 представлены нодализационные схемы главных циркуляционных петель, реактора, парогенератора, системы компенсации давления, а также области разрыва ГЦТ.

Рис. 4 Нодализационная схема расчетной петли с компенсатором давления

Стационарное состояние

Параметры РУ в стационарном состоянии при работе на номинальной мощности определяются методом установления, при этом имитируется работа систем нормальной эксплуатации. При установлении давления в первом контуре в расчетах по коду RELAP/SCDAPSIM используется граничное условие, состоящее из искусственно введенного в нодализационную схему парового объема с постоянными параметрами. Этот объем исключается из нодализационной схемы первого контура при переходе к расчету аварии.

В таблице 1 приведены параметры РУ в стационарном состоянии, определенные по кодам СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM.

Таблица 1

Характеристики стационарного режима

^* Примечание. Указаны номинальные значения

Можно отметить удовлетворительное совпадение расчетных значений с номинальными значениями параметров РУ ВВЭР-1000. Таким образом, сравнение показало, что созданные пакеты (файлы) исходных данных позволяют корректно определить теплогидравлические параметры как отдельного оборудования, так и РУ в целом. Различия между сраниваемыми значениями, приведенными в таблице 1, могут быть признаны допустимыми в пределах погрешности их определения и не оказывают заметного влияния на результаты анализа аварии.

Анализ аварии “Большая течь с отказом активной части САОЗ”

В качестве исходного события рассмотрен мгновенный гильотинный разрыв ГЦТ при наложении полного обесточивания станции. Рассматриваемая авария характеризуется быстрым осушением реактора и активной зоны, что приводит к ее разогреву и плавлению. Хронология событий при аварии приведена в таблице 2.

Таблица 2

Хронология событий при аварии разрыва ГЦТ с отказом активной части САОЗ