Поведение параметров РУ в данной аварии приведено на рисунках 19-30. Как видно из рисунка 30 имеются отличия в поведении расхода от гидроемкостей САОЗ, рассчитанном по кодам СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM. Рисунок 20 позволяет заключить, что полная потеря теплоносителя описывается по этим кодам качественно согласованно. Мощность остаточного тепловыделения по коду RELAP/SCDAPSIM рассчитывается, а по коду СОКРАТ/В1задается табличной зависимостью от времени, поэтому несколько выше, чем расчетные данные. Модуль нейтронной кинетики будет включен в следующую версию кода СОКРАТ/В2.
Расход из гидроемкостей САОЗ влияет на залив активной зоны, температурный режим твэлов и, следовательно, на максимальную температуру оболочек твэл. По данным анализа с использованием RELAP/SCDAPSIM к 30000 с корпус реактора не разрушился, тогда как по оценке с применением кода СОКРАТ/В1 разрушение корпуса наступило на 24000 с.
Анализ сценария данной аварии без учета управления показал, что характерные времена протекания процессов, оцененные по вышеназванным кодам схожи, за исключением скорости осушения парогенераторов. Анализ сценария с учетом управления аварией выявил существенные различия в оценках времен наступления характерных событий в ходе аварии. С учетом опыта анализов тяжелых аварий с использованием этих кодов, можно предположить, что оценка времени разрушения корпуса реактора по коду СОКРАТ/В1 более адекватна.
Из анализа аварии по коду RELAP/SCDAPSIM следует, что для продления стадии разогрева активной зоны достаточно открыть лишь контрольное ИПУ КД, тогда как анализ по коду СОКРАТ/В1показал, что контрольного ИПУ недостаточно, необходимо открывать также рабочие ИПУ. Эти различия указывают на важность детального моделирования первого и второго контура, а также системы КД, для получения реалистической оценки длительности стадий тяжелой аварии.
Вместе с тем, хотя методика анализа поздних стадий тяжелых аварий по коду RELAP/SCDAPSIM требует доработки, разработанные пакеты исходных данных для кодов СОКРАТ/В1и RELAP/SCDAPSIM будут использованы в дальнейшем для создания на их основе пакетов адаптированных для выполнения анализов тяжелых аварий в обоснование безопасности проектов современных РУ ВВЭР.
|
Относительная мощность энерговыделений Рис. 19 Полное обесточивание станции |
Давление на выходе из активной зоны Рис. 20 Полное обесточивание станции |
|
|
Давление в ПГ2 Рис. 21 Полное обесточивание станции |
Весовой уровень в ПГ2 Рис. 22 Полное обесточивание станции |
|
|
Масса теплоносителя в первом контуре Рис. 23 Полное обесточивание станции |
Масса воды в ПГ2 Рис. 24 Полное обесточивание станции |
|
|
Максимальная температура оболочек твэл Рис. 25 Полное обесточивание станции |
Расход через петлю 1 Рис. 26 Полное обесточивание станции |
|
|
Расход через ИПУ КД Рис. 27 Полное обесточивание станции |
Уровень теплоносителя в активной зоне Рис. 28 Полное обесточивание станции |
|
|
Уровень теплоносителя в КД Рис. 29 Полное обесточивание станции |
Расход борного раствора из САОЗ Рис. 30 Полное обесточивание станции |
В докладе проведен 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 при полном обесточивании станции;
Полное обесточивание станции.
Была проведена оценка влияния точности моделирования начальной стадии тяжелой аварии на явления, происходящие при разрушении активной зоны. Показано, что более точные модели приводят к более позднему разрушению 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 анализ 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 теплогидравлическим кодам улучшенной оценки (ТРАП-97 и КОРСАР/ГП), учитывая достигнутую степень адаптации к РУ ВВЭР, можно применять коды СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM для выполнения анализов тяжелых аварий при обосновании безопасности АЭС с РУ ВВЭР.
Учитывая опыт, полученный при анализе аварий в рамках работ, проводимых в ОКБ “ГИДРОПРЕСС” и данного доклада, очевидно, что необходима дополнительная доработка и адаптация файлов исходных данных программ СОКРАТ/В1 и RELAP/SCDAPSIM, а также использование новых версий с расширенными возможностями для оптимального и глубокого анализа тяжелых аварий.
Список сокращений
авария кориум реакторный код
|
АЭС |
- |
атомная электростанция; |
|
|
АЗ |
- |
активная зона; |
|
|
БЗТ |
- |
блок защитных труб; |
|
|
БРУ-А |
- |
быстродействующее редукционное устройство сброса в атмосферу; |
|
|
ВВЭР |
- |
водо-водяной энергетический реактора; |
|
|
ГПК |
- |
главный паровой коллектор; |
|
|
ГЦН |
- |
главный циркуляционный насос; |
|
|
ГЦТ |
- |
главный циркуляционный трубопровод; |
|
|
Ду |
- |
диаметр условный; |
|
|
ИПУ |
- |
импульсно-предохранительное устройство; |
|
|
КД |
- |
компенсатор давления; |
|
|
ЗО |
- |
защитная оболочка; |
|
|
ЗПА |
- |
запроектная авария; |
|
|
НКР |
- |
напорная камера реактора; |
|
|
ПГ |
- |
парогенератор; |
|
|
РУ |
- |
реакторная установка; |
|
|
САОЗ |
- |
система аварийного охлаждения зоны; |
|
|
СКР |
- |
сборная камера реактора; |
|
|
СУЗ |
- |
система управления и защиты; |
|
|
ТА |
- |
тяжелая авария; |
|
|
ТВС |
- |
тепловыделяющая сборка; |
Список литературы
C. M. ALLISON, R. J. WAGNER, RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2 Supplemental Input Manual, Innovative Systems Software, LLC., Apr. 2001 (2001).
СОКРАТ/B1. Аттестационный паспорт программного средства. 2008 г.
Верификационный отчет базовой версии расчетного комплекса СОКРАТ/В1. Отчет ИБРАЭ РАН, 930 с.
Ю.С.Сорокин, В.В.Щеколдин, А.А.Тучнолобов и др. “Оценка кодов РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ и MELCOR для анализа тяжелых аварий”. Сборник трудов 3-ая научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2003.
С.И. Пантюшин, Ю.С.Сорокин. “Анализ поведения кориума в напорной камере реактора при тяжелых авариях РУ ВВЭР”. Сборник трудов 10-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ “ГИДРОПРЕСС”. Подольск, 2008.
С.И. Пантюшин, Ю.С.Сорокин. “Оценка проектных решений РУ ВВЭР-600 с точки зрения тяжелых аварий”. Сборник трудов 11-ой научно-технической конференции молодых специалистов ОКБ “ГИДРОПРЕСС”. Подольск, 2009.
Ю. Г. Драгунов, В.В. Щеколдин, Н. С. Филь, В.В. Семишкин, И.И. Федик, В.С. Константинов, Н. Я. Паршин, Е. Б. Попов “Расчет экспериментов на стенде ПАРАМЕТР” Сборник трудов 4-ая научно-техническая конференция "Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР". Подольск, 2005.
Dragunov Y.G., Shchekoldin V.V., Konstantinov V.S., Parshin N.Y. Kiselev A.E., Vinogradova T.B PARAMETR-M FACILITY CAPABILITIES FOR SEVERE ACCIDENT CODE VERIFICATION. Nuclear Eng. Design (2007)