Аналіз безпеки і експрес-методики оцінки стану АЕС з ВВЕР під час аварій

Размещено на http://www.allbest.ru/

Одеський національний політехнічний університет

Автореферат

Аналіз безпеки і експрес-методики оцінки стану АЕС з ВВЕР під час аварій

Шевєльов Дмитро Володимирович

Одеса - 2005

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Національному технічному університеті України “Київський політехнічний інститут”

Науковий керівник:

кандидат технічних наук, доцент

Широков Сергій Васильович, Національний технічний університет України “Київський політехнічний інститут”, професор кафедри атомних електричних станцій та інженерної теплофізики

Офіційні опоненти:

доктор технічних наук, професор,

Дубковський В'ячеслав Олександрович, Одеський національний політехнічний університет, завідуючий кафедрою атомних електричних станцій кандидат технічних наук, доцент,

Кузнецов Володимир Васильович, Севастопольський ордена Червоної Зірки Військово-морський інститут ім. П.С. Нахімова, доцент кафедри Корабельної енергетики та електроенергетичних систем

ЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність роботи. У теперішній час на Україні експлуатуються чотири АЕС з 15 енергоблоками типу ВВЕР загальною встановленою електричною потужністю 13,88 ГВт. Сьогодні на частку ядерних електростанцій доводиться більше за половину всієї електричної потужності. Одним з чинників, що впливають на безпеку АЕС, є підвищення “надійності" оперативного персоналу, маючи на увазі забезпеченість його своєчасною і достовірною інформацією про реальний стан енергоблока. Накопичений досвід математичного моделювання теплофізичних процесів дозволяє з досить високою точністю описати розвиток аварійної ситуації і визначити її характер за параметрами РУ, що оперативно реєструються. Крім того, є розроблені методи оцінки погрішності отриманих результатів. В останні роки на цих принципах починають робитися спроби побудови систем підтримки оператора, однак дане питання залишається мало вивченим внаслідок специфічного поєднання вимог до подібних систем. Основна суперечність полягає в поєднанні точності і детальності методів із швидкодією системи, яка повинна перевищувати реальну (фізичну) швидкість протікання перехідного процесу. Крім того, система повинна бути відтворюваною, стійкою і не вимагати надто високих витрат на створення і підтримку. Адекватність і точність чисельного моделювання насамперед залежить від того, наскільки повно модель враховує фізичні процеси, що визначають поведінку системи. При цьому експериментальні установки, виконані в значному просторовому масштабі по відношенню до реактора-прототипу, за певних умов можуть виявляти якісно відмінну поведінку. Це пов'язано, зокрема, з наявністю фізичних процесів, що мають пороговий характер. Як наслідок, в існуючих моделях деякі істотні ефекти можуть не враховуватися, що знижує точність і фізичну коректність розрахункових даних. Для моделей, що використовуються для прийняття важливих для безпеки рішень, така ситуація є малоприйнятною.

Проблема швидкодії системи ототожнення початкової події аварії (ППА) може бути вирішена, якщо для кожного типу аварії визначений відповідний набір вимірюваних параметрів, що зазнають при даній аварії найбільших змін, мало чутливі до інших аварійних подій, і дозволяють визначити кількісні характеристики аварійного процесу (наприклад, наявність, діаметр і локалізацію течі першого контура). Однією з вимог є “гладка” залежність обраних параметрів від кількісних характеристик початкової події і початкового стану РУ. Таке попереднє групування може бути виконане за допомогою повної моделі реакторної установки, поза зв'язком з вимогою швидкодії. Потім, порівнюючи виміряні характеристики процесу з розрахованими, в реальному масштабі часу виконується ідентифікація початкової події і, за допомогою інтерполяції, її параметри.

У разі запроектної аварії наявність додаткових відмов приводить до того, що робота доступних систем безпеки не в змозі запобігти тяжкому пошкодженню палива. Для реакторів ВВЕР на теперішній час визначено найбільш вірогідні сценарії таких аварій. У разі їх адекватного моделювання, коректно працююча модель дозволяє обрати оптимальну стратегію втручання і оцінити доступний інтервал часу, в межах якого можливо запобігти пошкодженню активної зони. Тим самим знижується, а іноді навіть виключається необхідність проведення додаткових експериментальних досліджень на повномасштабних стендах, що дорого коштують.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами і темами. Дисертаційна робота виконувалася у зв'язку з роботами, що проводилися в Київському інституті "Енергопроект" за програмою модернізації систем захисту першого контура від перевищення тиску на блоках 1 і 2 РАЕС, а також з розробки методик поліпшеної оцінки для виконання аналізів безпеки блоків 1 і 2 ХАЕС. аварія тиск компенсатор оптимізація

Мета дослідження полягає у підвищенні безпеки експлуатації АЕС шляхом отримання достовірної інформації про стан РУ під час аварій. Для досягнення визначеної мети необхідно вирішити наступні задачі:

- показати необхідність розробки експрес-методик оцінки стану РУ на основі вимірюваних параметрів в режимі реального часу для найбільш вірогідних класів початкових подій;

- розробити моделі, що враховують процеси конвективного тепломасообміну в тупикових об'ємах РУ, і виконати їх валідацію. Оцінити вплив даних ефектів на точність, достовірність і фізичну коректність розрахунків за умов аварії, в тому числі з урахуванням втручання оперативного персоналу;

- розробити експрес-методики, що дозволяють виконати діагностику аварійних режимів в реальному масштабі часу;

- вивчити можливість практичного застосування даних методик в системах підтримки оператора, а також для оптимізації процедур керування запроектними аваріями.

Об'єктом дослідження є водо-водяні енергетичні реактори типів ВВЕР_1000 і ВВЕР_440, що експлуатуються на АЕС України.

Предметом дослідження є практичні аспекти оперативного аналізу стану реакторних установок ВВЕР під час аварійних перехідних процесів. У роботі використаний комплексний метод, що полягає в спільному застосуванні якісних аналітичних оцінок з технікою обчислювального експеримента і комп'ютерного моделювання. Достовірність досліджень забезпечена застосуванням сучасних підходів до розробки розрахункових моделей, апробованих методів їх валідації, а також коректністю фізичних гіпотез відносно процесів, що вивчаються.

Наукова новизна одержаних результатів.

1. Показано необхідність розробки експрес-методик оцінки стану РУ на основі вимірюваних параметрів в режимі реального часу. Сформульовані основні положення методології таких оцінок.

2. Виходячи з критеріїв конвективної нестійкості рідини, теоретично доведено необхідність урахування неодномірного конвективного тепломасообміну в об'ємах з малими просторово-осередненими швидкостями серед. Запропоновано математично обгрунтовані і валідовані моделі, що мають властивості чисельної стійкості і низької чутливості по відношенню до нодалізації і адекватно описують неодномірні процеси тепломасообміну в об'ємах РУ з однофазними середами, в рамках одномірних кодів (моделі поліпшеної оцінки).

4. Виконано аналіз запроектних аварій, що дають максимальний очікуваний внесок в частоту пошкоджень активної зони. На основі результатів, видано рекомендації на розробку інструкцій оперативному персоналу. Це дає можливість без проведення додаткових експериментальних робіт оптимізувати стратегію управління такими аваріями, що виключає пошкодження активної зони реактора.

Практичне значення отриманих результатів. Методики оперативного аналізу стану АЕС і формалізації алгоритмів прийняття рішень дозволяють мінімізувати ризик помилок персоналу і прийняття помилкових рішень в аварійних ситуаціях. Створювані на їх основі системи підтримки оператора орієнтовані на існуючу матеріально-технічну базу, що робить їх застосування практично здійсненним вже в найближчому майбутньому.

Розроблені моделі поліпшеної оцінки дозволяють підвищити точність і фізичну коректність результатів комп'ютерного моделювання поведінки реакторної установки при перехідних процесах, без необхідності вдаватися до різного роду штучних прийомів "підгонки" моделі.

Запропоновані експрес-методики оперативної оцінки стану АЕС забезпечують оперативний персонал достовірними даними про тип і кількісні характеристики початкової події аварії. Це істотно знижує імовірність прийняття помилкових рішень при виникненні аварійної ситуації.

Для потенційно найбільш значущих запроектних аварій обгрунтовані оптимальні стратегії управління, що запобігають пошкодженню активної зони реактора. При цьому виключається необхідність виконання додаткових експериментальних перевірок.

Особистий внесок здобувача

Автору дисертації належить:

- обгрунтування необхідності і постановка задачі розробки моделі, що враховує неодномірний конвективний тепломасообмін в компенсаторі тиску реакторних установок ВВЕР;

- дослідження чутливості традиційної і вдосконаленої моделей ВВЕР-1000, їх порівняльний аналіз; те ж для ВВЕР-440;

- виконання валідаційних розрахунків для обраних перехідних процесів;

- розробка алгоритмів експрес-методик аналізу аварійних станів з течею першого контура, з видачею рекомендацій оперативному персоналу;

- аналіз і оптимізація аварійних процедур для ВВЕР-1000 у разі запроектної аварії з втратою тепловідводу по другому контуру, з вказанням критеріїв їх ініціювання і інтервалу часу, який має в своєму розпорядженні персонал для відновлення проектного режиму протікання процесу.

Апробація результатів дисертації

Основні результати докладалися на наступних міжнародних конференціях.

- Шоста міжнародна нарада по аналізу безпеки АЕС з ВВЕР і РБМК. 8_12 квітня 2002, Київ.

- IAEA Technical Meeting on Comparative Analysis of Assumptions, Models and Results of Accident Analyses Included in SAR. IAEA Project RER/9/070, July 8 - 12, 2002, Sofia, Bulgaria.

- Третя науково-технічна конференція "Забезпечення безпеки АЕС з ВВЕР".- Подольськ, Московська обл., 26-30 травня 2003 р.

- Четверта науково-технічна конференція "Забезпечення безпеки АЕС з ВВЕР".- Подольськ, Московська обл., 23-26 травня 2005 р.

Публікації. Основні результати дисертації опубліковані в п'яти друкарських роботах.

Структура і об'єм дисертації. Дисертація складається з введення, чотирьох розділів, висновку і списку використаних літературних джерел. Загальний об'єм роботи 121 стор., в тому числі об'єм основного тексту 98 стор. Дисертація містить 44 малюнки і 8 таблиць. Список використаних джерел містить 59 найменувань.

оснОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі викладено актуальність проблеми, сформульовано мету і задачі дослідження, визначено наукову новизну і практичну цінність отриманих результатів, наведено відомості про їх застосування, а також про апробацію роботи і публікації за темою дисертації.

У першому розділі дано критичний огляд методик і результатів детерміністичного аналізу стану реакторних установок при аварійних процесах.

Внаслідок фізичних особливостей роботи ядерних енергетичних установок, застосування прямих експериментальних методів дослідження перехідних процесів на них обмежено. Тому неминуче висока роль розрахункових методів обгрунтування безпеки, які сьогодні стають домінуючими. Це привело до формування методології поліпшених оцінок. Загальні положення щодо застосування цих методик сформульовано у Звіті МАГАТЕ по безпеці 2000 року. Аналогічна класифікація прийнята також в національних нормативних документах більшості країн - членів МАГАТЕ, в тому числі України. Застосування повністю консервативного підходу зараз вважається необгрунтованим. З іншого боку, застосування тільки підходів поліпшеної оцінки не завжди можливо через складність кількісної оцінки невизначеностей. Застосування кодів поліпшеної оцінки із комбінацєю поліпшених і консервативних вхідних даних забезпечує встановлення довірчих інтервалів прогнозованої поведінки станції. Тобто методи поліпшеної оцінки стають пріоритетними. Більш того, консервативний підхід непридатний, якщо модель реакторної установки (РУ) використовується для визначення критеріїв виникнення того або іншого класу аварій і керування ними. Тут необхідно знати максимально точний відгук РУ, тобто враховувати всі системи, робота яких істотно впливає на параметри РУ. Введення додаткових чинників ускладнює розрахункові моделі, знижує швидкість обчислень і висуває більш високі вимоги до обчислювальної техніки. Крім того, додаткові чинники можуть самі бути джерелом похибок, що означає додаткові розрахунки. Таким чином, моделі поліпшеної оцінки зараз практично непридатні для оцінки поведінки РУ в реальному часі. Дана необхідність виникає, коли мова йде про проблему прийняття адекватних рішень оперативним персоналом АЕС. Системи підтримки оператора, існуючі сьогодні, реалізовані у вигляді симптомно-орієнтованих інструкцій по ліквідації аварійних станів, складених також в припущенні, що аварійний процес безпомилково ототожнений. Невірна ж стратегія керування аварією може істотно погіршити наслідки останньої, як це було, зокрема, на АЕС Три Майл Айленд-2 в 1979 році. Для рішення задачі побудови систем підтримки оператора пропонуються різні підходи. Один з них орієнтований на створення самонастроюваної моделі енергоблока, що відстежує його поточний стан і повинна вирішувати дві пов'язані підзадачі.

1. Ідентифікація аварійного процесу і шляхи його протікання, з урахуванням поточного стану енергоблока (передаварійні параметри, наявність додаткових відмов і інші початкові і граничні умови).

2. Вибір оптимальної стратегії управління аварією.

Для рішення першої підзадачі пропонується використати спільно дві гілки сучасних технологій - методи аналізу динамічних процесів на АЕС на основі інтегральних кодів поліпшеної оцінки, і методи обробки складної інформації на основі штучного інтелекту. Таке поєднання, на думку авторів, дозволить істотно збільшити достовірність ідентифікації стану АЕС як на початку, так і протягом аварії. Рішення другої підзадачі також базується на використанні інтегральних кодів поліпшеної оцінки і методів пошуку глобального оптимуму. Оскільки в обох випадках використовуються теплогідравлічні коди, розрахунки за якими пов'язані з великими витратами часу, для ефективної роботи такої системи пропонуються технології паралельних обчислень. Це означає використання додаткового обладнання і програмного забезпечення. Крім того, при аналізах такого роду виникає проблема стійкості, або збіжності, алгоритмів настройки. Ми знов повертаємося до проблеми помилкових рішень, але зумовленої вже розбіжністю алгоритмів. Тобто проблему впровадження самонастроюваних систем класу “нейронна мережа" потрібно розглядати швидше як перспективну розробку.

Як альтернатива, автором даної роботи ставиться задача попереднього аналізу досить повного, з практичної точки зору, набору ПП аварій, очікуваних для даної РУ, за допомогою методик поліпшеної оцінки. Метою даного аналізу є знаходження критеріїв, що дозволяють з прийнятною точністю визначити належність ПП аварії до певної групи (наприклад, теча першого контура) та її характеристики (діаметр течі, локалізацію і т.п.) на основі невеликого числа реєстрованих параметрів РУ. Як результат, вже на початковій стадії аварії можна отримати інформацію про обмежену підмножину шляхів розвитку процесу. Це спрощує аналіз ситуації і, в залежності від додаткових відмов, необхідності вживання заходів по керуванню аварією. Практична реалізація даного підходу дозволить якщо не виключити, то значно знизити ризик прийняття помилкових рішень. Потім, для ототожненої початкової події аварії, можливе застосування одного з двох підходів.

1. Алгоритм управління аварією, розроблений раніше за допомогою тих же інструментальних засобів.

2. При запроектній аварії з протіканням, що не розглядалося апріорі, але з певними початковими і граничними умовами, застосування специфічної для енергоблока і даного класу ПП моделі, працюючої в реальному часі, для експрес-аналізу наслідків втручання оперативного персоналу.

Таким чином, задача зводиться до визначення критеріїв, що дозволяють віднести ПП аварії до того або іншого типу. Для кожного типу вже виконані розрахунки в деякому діапазоні граничних умов (наприклад, діаметрів течі), що допускають можливість інтерполяції для уточнення кількісних характеристик. Далі, при необхідності, можна застосувати специфічну модель, що враховує лише найбільш істотні для даного ПП аварії процеси і системи, з метою оперативної оцінки рішень, якщо вони потрібні для пом'якшення наслідків аварії. Апріорне знаходження критеріїв ПП аварій певного типу виконується за допомогою повної розрахункової моделі, що відображає специфіку енергоблока і валідована за архівним даними реєстрації перехідних процесів на даному або однотипному енергоблоці в минулому. Такі роботи було виконано в Київському інституті “Енергопроект” для ХАЕС_1 в 2002_2004 рр. за безпосередньою участю автора.

Забезпечення адекватності результатів моделювання визначається дотриманням певних умов, або наявністю основних стадій.

1. Вибір відповідних математичних моделей, що коректно відображують істотні фізичні процеси в системі, що моделюється.

2. Фізично коректне, оптимальне розбиття системи на розрахункові елементи - ноди.

3. Використання коректних вихідних даних для розрахункових елементів.

4. Уточнення параметрів настройки моделей, виходячи з аналізу чутливості результатів до невизначеності вхідних даних, і співставлення розрахункової поведінки моделі з параметрами реально зафіксованих перехідних процесів.

На практиці ці фази проводяться у вигляді верифікації (усуненні формальних помилок) і валідації, тобто виконанні тестових розрахунків для з'ясування причин і мінімізації розходжень очікуваних і розрахункових значень. Для валідації застосовують чотири джерела: феноменологічні дані по елементарних фізичних процесах, дані по окремих ефектах (компонентах), “інтегральні" дані, отримані на стендах-імітаторах РУ, і аналогічні дані, отримані в ході експлуатації станцій. При валідації власне моделей є свої специфічні вимоги. Наприклад, фундаментальною особливістю розрахункових методів є застосування нодалізації фізичної системи. Валідація моделі повинна підтвердити, що виконані наступні умови.

- Просторова і часова збіжність нодалізації (наприклад, за допомогою аналізу чутливості по відношенню до зміни нодалізації у типових ситуацях, що зустрічаються в розрахунках).

- Коректна поведінка окремих компонентів або систем (шляхом задання відповідних граничних умов).

- Відповідність розрахункової поведінки АЕС даним вимірювань, отриманим на відповідних інтегральних стендах (або ITF, за термінологією МАГАТЕ).

- Відповідність розрахункової поведінки АЕС станційним даним, виміряним під час експлуатаційних перехідних процесів.

Останні два пункти стосуються безпосередньо так званого “ефекту масштабу". Розроблені в теперішній час методи добре працюють, коли міра впливу основних фізичних процесів є досить гладкою функцією коефіцієнтів масштабу у всьому діапазоні, що розглядається. Ситуація ускладняється, якщо деякий фізичний процес має пороговий характер відносно коефіцієнту масштабу. Іншими словами, ефект, що грає істотну роль в РУ, може бути повністю відсутнім в моделі, виконаній в масштабі 1:s і менше, де s - деяка критична величина. До таких процесів, зокрема, відноситься конвективний тепломасоперенос в просторово-обмеженому об'ємі.

Більшість валідованих кодів, як правило, розроблялися десять і більше років тому, під існувавшу тоді елементну базу обчислювальних засобів. Обмеження, що накладалися швидкодією, змушували обмежувати загальність фізико-математичних моделей. Як наслідок, більшість кодів, зокрема, застосовують одномірне (1D) наближення. Тому при розробці моделі станції для даного коду мова йде про компенсацію обмежень, початково закладених в коди, за допомогою моделей поліпшеної оцінки. До останніх можна віднести включення в модель 2D-фрагментів. Одним з прикладів впливу таких обмежень є неможливість опису процесів конвективного тепломасопереносу в об'ємі, заповненому однофазною середою. Раніше подібна проблема виникала при моделюванні процесів рециркуляції середи в парогенераторах. Однак автором було встановлено, що і в інших об'ємах РУ, наприклад, в компенсаторі тиску, має місце аналогічна проблема. Аналіз проблеми показав також, що дана група ефектів носить пороговий характер, і величина порога визначається, зокрема, геометричними розмірами системи. Це означає, що результати валідації за експериментальним даними, отриманим на стендах з великим коефіцієнтом масштабування, не завжди можуть бути адекватно перенесені на РУ_прототип. Таким чином, розробка експрес-методик безпосередньо пов'язана з адекватністю моделей поліпшеної оцінки.

У другому розділі запропоновано модель поліпшеної оцінки для реакторів ВВЕР, що дозволяє врахувати ефекти конвективного перемішування в компенсаторі тиску (КТ). Теоретичний розгляд стійкості стану спокою рідини для заданого вертикального градієнта температури показує існування граничного, або критичного, значення числа Релея Ra_с, що визначає поріг стійкості. Для циліндричної судини радіуса R число Релея може бути представлене як

,(1)

де

g =9.807 м/с - прискорення вільного падіння,

- температурний коефіцієнт об'ємного розширення (1/K),

- вертикальний градієнт температури (K/м),

R - внутрішній радіус судини (м),

- температуропровідність (м²/с), - теплопровідність,

- густина рідини (кг/м³),

C_p - питома теплоємність рідини (Дж/(кгK)),

- кінематична в'язкість рідини (м²/с).

Параметри і пов'язані співвідношенням: Pr = /, де Pr - число Прандтля.

Критичну величину числа Релея Ra_c може бути легко знайдено аналітично для двох ідеалізованих за граничними умовами випадків: a) ідеально теплопровідні стінки, b) ідеально теплоізольовані стінки. У випадку "a" критичне значення Ra_c = 216, у випадку "b" Ra_c = 68. Знаючи Ra_c, можна обчислити максимальний вертикальний градієнт температури, при перевищенні якого в рідині виникає розвинена конвекція:

.(2)

Якщо в якості R прийняти характерне для ВВЕР_440 значення ~ 1.20 м (для ВВЕР_1000 воно незначно більше), то граничне значення градієнта температури становитиме ~ 3.410^-3 K/м. Моделі КТ, що застосовувалися до останнього часу, не враховували конвекцію і давали значення вертикального градієнта ~ 5...100 К/м (верхні значення відносяться до стану “холодної зупинки”). Іншими словами, реальний КТ знаходиться в суттєво надпороговій області, а отже, традиційні моделі не відображують фізику процесів всередині КТ. Для усунення даного недоліку було застосовано підхід, певною мірою близький до моделювання горизонтальних парогенераторів. Внутрішній об'єм КТ представлено у вигляді двох паралельних каналів, відповідно зонам з підйомним і опускним рухом середи, і зв'язками, що забезпечують переток середи між ними

Певне свавілля існує у виборі відношення перетинів і об'ємів каналів. Оскільки в області відношень об'ємів від 1:1 до 5:1 попередніми розрахунками було виявлено нехтовно малі зміни результатів (низька чутливість), для визначеності в моделі ВВЕР_440 для РАЕС_1,2 було прийняте відношення перетинів 3:1, тобто 75% об'єму доводилося на підйомну і 25% - на опускну дільницю. У моделі ВВЕР_1000 для ХАЕС це співвідношення було прийняте як 3:2. Потім були виконані порівняльні розрахунки поведінки як окремо старої і нової моделей КТ (диференційний тест), так і моделей РУ загалом (інтегральний тест), що підтвердили не тільки кількісні, але в ряді випадків і якісні відмінності висновків. Диференційний тест проводився для КТ ВВЕР_440 і початкових умов, характерних для стану холодної зупинки. Розглядався перехідний процес, пов'язаний з одночасним включенням всіх ТЕНів сумарною потужністю 1,62 МВт. Як наслідок, відбувалося зростання тиску парогазової подушки в КТ і одночасно деяке зменшення її об'єму. При досягненні тиском уставки відкриття запобіжного клапана відбувалися періодичні спрацьовування останнього зі скиданням парогазової суміші в барботажний бак. Азотна подушка в КТ поступово замінювалася паровою, а маса і рівень теплоносія в ньому зменшувались. Розрахунок виконано не до практично повного викіпання води, що відповідало б оголенню ТЕНів з їх руйнуванням, а лише до істотного зменшення її маси в об'ємі КТ. Практично розглянутий інтервал часу складав білизько 8 годин процесу.

Початкові умови для розрахунку приведені в таблиці 1.

Таблиця 1