Генерация водорода при осушении бассейна выдержки во время аварии с длительным обесточиванием на АЭС

Размещено на http://www.allbest.ru

Размещено на http://www.allbest.ru

11 марта 2011 года в Японии на АЭС Фукусима произошла крупная радиационная авария [1]. После землетрясения магнитудой 9,0 баллов три работающих энергоблока электростанции были остановлены аварийной защитой, при этом все аварийные системы сработали в штатном режиме. Однако спустя час из-за последовавшего за землетрясением удара цунами произошла полная потеря источников питания (в том числе резервных дизель-генераторов). По стечению обстоятельств в течение длительного времени восстановление нормального энергоснабжения АЭС оказалось невозможным, вследствие чего, помимо плавления топлива в активных зонах реакторов, произошло также частичное выкипание бассейнов выдержки (БВ), что могло вызвать оголение, разогрев и плавление тепловыделяющих сборок (ТВС), размещенных в БВ.

Авария на АЭС Фукусима показала, что при рассмотрении возможных сценариев развития запроектной аварии (ЗПА) на АЭС необходим анализ очень маловероятных сценариев, в том числе с длительным обесточиванием. При развитии такого сценария за относительно короткое время происходит осушение бассейна выдержки отработавшего топлива АЭС. Потеря уровня в БВ, содержащего значительное количество ТВС, может вызвать их разогрев и плавление, что, в свою очередь, может привести к тяжелым радиационным последствиям. тепловыделяющий циркониевый атомный

Цель работы.

Целью данной работы являлось расчетное исследование поведения БВ энергоблока №1 Балаковской АЭС с реактором ВВЭР-1000/В-320 при тяжелой аварии с длительным обесточиванием. Расчеты проводились с помощью аттестованного кода улучшенной оценки СОКРАТ, который позволяет проводить комплексное численное моделирование динамики процессов, происходящих в реакторных установках типа ВВЭР при тяжелых авариях с потерей теплоносителя (в том числе, с плавлением топлива). В результате расчетов определялось следующее:

- Динамика разогрева и выкипания воды из БВ.

- Динамика разогрева и плавления ТВС в БВ.

- Генерация водорода за счет окисления циркония ТВС и металлических конструкций БВ.

Расчеты проводились для различных значений остаточного тепловыделения отработавших ТВС.

Краткая характеристика кода СОКРАТ.

В России для детерминистического анализа тяжёлых аварий в конце 90-ых годов был разработан расчётный код (РК) улучшенной оценки СОКРАТ [2-3]. Этот код предназначен для комплексного численного моделирования динамики процессов, происходящих в реакторных установках (РУ) типа ВВЭР при тяжелых ЗПА с потерей теплоносителя, в том числе, с плавлением топлива. Основные модели и программные модули построены на принципах физического моделирования явлений, протекающих в активной зоне реактора в аварийных режимах.

РК СОКРАТ содержит в составе расчётных модулей модели всех процессов и явлений, определяющих генерацию водорода на различных стадиях тяжёлой аварии:

- начальная (теплогидравлическая) стадия (от исходного события до достижения температуры оболочек твэлов 1200°С);

- разогрев и плавление активной зоны;

- образование и выход водорода;

- перемещение расплава;

- взаимодействие расплава и воды;

- разрушение корпуса реактора;

- взаимодействие расплав-бетон;

- поведение расплава в ловушке;

- процессы в защитной оболочке (совместно с контейнментыми кодами КУПОЛ-М или АНГАР).

Широкий набор теплогидравлических и физико-химических моделей комплекса СОКРАТ позволяет моделировать поведение БВ при тяжелой аварии с длительным обесточиванием, приводящим к нарушению охлаждения БВ.

Для случая моделирования осушения БВ в ходе аварии с обесточиванием РК СОКРАТ позволяет учесть следующие процессы:

- Разогрев и выкипание воды в БВ.

- Оголение ТВС.

- Окисление в паровой среде оболочек твэлов и элементов конструкций, содержащих цирконий.

- Окисление в воздушной среде оболочек твэлов и элементов конструкций, содержащих цирконий.

- Эвтектические взаимодействия материалов (UO2-Zr, Zr-SS).

- Деформация и разрушение оболочек твэлов.

- Растворение топлива и диоксида циркония жидким металлическим цирконием.

- Окисление стальных конструкций.

- Теплообмен излучением (в том числе теплообмен излучением в поврежденной геометрии).

- Образование пористого дебриса.

- Теплогидравлика пористого дебриса.

- Окисление пористого дебриса.

- Плавление ТВС, образование и перемещение расплава.

- Взаимодействие расплава с элементами ТВС.

- Окисление расплава.

Все модели ключевых процессов, влияющих на генерацию водорода в ходе тяжёлых аварий, верифицированы с использованием большой экспериментальной базы, включая эксперименты на интегральных установках и эксперименты по отдельным явлениям.

Версия СОКРАТ/В1 аттестована Ростехнадзором в 2010 году сроком на 10 лет [4].

Модели окисления РК СОКРАТ.

Главным источником водорода при развитии ТА являются процессы окисления циркониевых оболочек твэлов и стальных конструкций. В РК СОКРАТ есть возможность использования нескольких моделей окисления.

В модели с неограниченным доступом кислорода к окисляемым поверхностям не учитывается реальное наличие пара в канале. Расчеты с использованием этой модели позволяют получить консервативную (максимально возможную) оценку интегральной наработки водорода.

Модель, учитывающая реальное наличие пара в канале, является более реалистичной. Если пара, поступающего в расчетную ячейку, недостаточно, то возникает так называемое "кислородное голодание", и как следствие снижение темпа генерации водорода. Основные параметры при расчете окисления в воздухе (коэффициенты диффузии атомов кислорода в оболочку, граничные условия в дифференциальных уравнениях, параметры термомеханического поведения при образовании и трансформации слоев в оболочке, закономерности диффузии молекул водяного пара и кислорода в парогазовой смеси и т.д.) за исключением теплового эффекта реакции принимаются в точности такими же, как для случая окисления в паре.

Согласно результатам экспериментов QUENCH-16 и PARAMETER-SF4 при окислении циркониевых оболочек с доступом воздуха формируются нитридные слои ZrN, являющихся причиной чрезвычайно интенсивной генерации водорода [5-6]. Формирование нитридов значительно усиливалось в условиях кислородного голодания. Если затем оболочка вновь контактировала с кислородом или паром, наблюдалось мощное усиление окисления, причем температура оболочек не превышала 1700 К, т.е. плавления циркониевой оболочки не происходило. Таким образом, задача о разработке улучшенной модели окисления циркониевых конструкций в паровоздушной среде является чрезвычайно актуальной.

В настоящее время проводится разработка дополнительной специальной модели окисления циркония, учитывающей вышеперечисленные эффекты, с целью внедрения ее в код СОКРАТ [7]. Разработка такой модели необходима для более реалистичного описания процессов, протекающих при условиях, схожих с условиями во время аварии на АЭС Фукусима (в частности, осушение БВ, когда окисление оболочек твэлов происходит в паровоздушной среде).

Описание бассейна выдержки.

Бассейн выдержки и перегрузки топлива служит для хранения и выдержки отработанного топлива и представляет собой прямоугольный железобетонный бак с внутренними стенами и перегородками, имеющими двойную металлическую облицовку. БВ заполнен водным раствором борной кислоты с концентрацией не менее 16 г/кг.

Рис. 1

В качестве примера рассматривался БВ энергоблока №1 Балаковской АЭС (рис. 1). Он состоит из 4 отсеков: три отсека под установку ТВС и герметичных пеналов и гнездо универсальное. Универсальное гнездо (контейнерный отсек) используется для установки чехла со свежими ТВС, чехла для пеналов герметичных или специального транспортного контейнера, рассчитанного на 12 ОТВС. Разделение на три кассетных отсека позволяет проводить ремонтные работы в одном из них с размещением кассет в двух других. Два кассетных отсека имеют размеры 6200 x 4400 мм2, третий отсек имеет размеры 2900 x 4400 мм2 (т.е. чуть более, чем в два раза меньше). Для подачи воды к отсекам БВ предусмотрена установка 3-х насосов и 3-х теплообменников.

Стены БВ выполнены из конструкций типа "смешанных стальных ячеек", армированных обычной стержневой и внешней (со стороны бокса) листовой арматурой. Толщина стен - 1000 мм, толщина внутренних перегородок 400 мм и 680 мм. До отметки 30,70 стенки отсеков БВ облицованы двумя слоями листовой стали: внутренний слой в сторону бетона углеродистой сталью толщиной 8 мм наружный слой сталью 08Х18НЮТ толщиной 8 мм. Выше отметки 30,70 выполнена только нержавеющая облицовка толщиной 8 мм. Полы выполняются также двухслойными. Внутренняя облицовка полов в БВ - толщиной 8 мм из стали ВСтЗпсб, в контейнерном отсеке - толщиной 6 мм. Нержавеющая облицовка днища БВ уложена на закладные детали, воспринимающие нагрузку от установленных стеллажей для хранения отработавших ТВС. В днище пространство между облицовками заполняется дренирующим бетоном, который позволяет отводить протечки через днище в специально организованные дренажные трубки. Зазор между облицовками стен величиной 8мм, выполненный установкой промежуточных прокладок и заглушек, образует замкнутую общую полость с полом и стенами до отметки 30,7 и позволяет организовать дренаж протечек через нержавеющую облицовку. В трех кассетных отсеках располагаются стеллажи для одноярусного хранения ОТВС. Стеллажи (сталь 08X18H10T) выполнены из семи отдельных секций (5 секций для ТВС и 2 секции для пеналов герметичных), каждая из которых состоит из двух дистанцирующих плит и одной (нижней) - несущей. Ячейки стеллажей, представляющие собой шестигранную трубу, размещаются в вершинах равностороннего треугольника со стороной 600 мм. Масса каждой ячейки составляет примерно 190 кг, размер под ключ - 257 мм, толщина стенок - 6 мм.

Суммарная вместимость БВ равна 613 ТВС - 563 ячейки под ТВС и 50 ячеек под пеналы (рис. 2).

В разработанной нодализационной расчетной схеме для кода СОКРАТ с достаточной степенью детализации были представлены гидродинамические элементы, описывающие каждый отсек БВ, подробно описаны тепловые структуры, моделируемые соответствующими тепловыми элементами кода СОКРАТ.

Рис. 2

Нодализационная схема каждого отсека включала следующие элементы:

- гидродинамические каналы - 15;

- граничные условия - 3 (два ГУ на входе в БВ и одно ГУ на выходе);

- тепловые элементы - 11.

Тепловыделяющие элементы, моделирующие ТВС, разбивались на 6 интервалов по радиусу (включая два интервала на оболочку твэлов) и на 13 интервалов по высоте. Аксиальный профиль энерговыделения моделировался посредством задания коэффициентов неравномерности для аксиальных уровней.

В таблице 1 приведены средние мощности остаточных тепловыделений хранящихся в БВ ТВС в зависимости от времени выдержки, которое в общем случае может варьироваться от нескольких суток до нескольких лет.

Таблица 1. Значения остаточных тепловыделений ТВС различной выдержки

Очевидно, что наибольшую опасность представляют собой случаи, когда длительное обесточивание происходит после аварийной выгрузки а.з. При этом значение суммарной мощности ТВС будет составлять не менее 16,5 МВт.

Моделирование осушения бассейна выдержки

Проведен анализ трех вариантов загрузки бассейна:

- вариант 1: суммарная тепловая мощность ТВС, хранящихся в БВ, равна 3,6 МВт (таблица 2);

- вариант 2: аварийная выгрузка, суммарная тепловая мощность ТВС, хранящихся в третьем отсеке БВ, равна 11,0 МВт (таблица 3);

- вариант 3: аварийная выгрузка, суммарная тепловая мощность ТВС, хранящихся в БВ, равна 16,5 МВт (таблица 4).

Вариант 2 соответствует случаю аварийной выгрузки в начале кампании. Для данного варианта рассчитывался не весь БВ, а только третий отсек (первый и второй отсеки не рассматривались), т.к. согласно действующим правилам в случае аварийной выгрузки значительная часть активной зоны реактора (110 ТВС из 163) выгружается в третий отсек. Поэтому во время аварии с длительным обесточиванием осушение третьего отсека произойдет быстрее всего.

Вариант 3 соответствует случаю аварийной выгрузки активной зоны реактора в БВ, когда распределение свежих ТВС по отсекам БВ приблизительно пропорционально емкости отсеков. Было необходимо оценить на сколько увеличится время, необходимое для полного осушения БВ по сравнению с вариантом 2.

Таблица 2. Число ТВС различной выдержки по отсекам для варианта 1

Таблица 3. Вариант 2: 110 ТВС аварийной выгрузки в 3 отсеке, тепловая мощность всех ТВС 11 МВт

Таблица 4. Число ТВС различной выдержки по отсекам, тепловая мощность всех ТВС в БВ 16,5 МВт (вариант 3)

В расчетах задавались следующие начальные условия:

- температура воды в БВ составляла 60 °С;

- первоначальный уровень воды 8,13 м;

- уровень верха обогреваемой части ТВС 5,31 м;

- суммарная тепловая мощность ТВС: 3,6 МВт, 11,0 МВт и 16,5 МВт.

Во всех вариантах использовалась модель окисления с учетом доступа воздуха.

Результаты

Вариант 1.

На рис. 3 представлено изменение уровней воды в трех отсеках БВ для варианта 1, когда суммарная тепловая мощность ТВС в БВ составляла 3,6 МВт.

Рис. 3. Изменение уровня воды в отсеках БВ, суммарная тепловая мощность ТВС 3,6 МВт

Из графика видно, что осушение БВ условно можно разделить на три фазы:

- фаза нагревания воды в БВ до температуры насыщения (0ч50000 с или 13,8 ч с момента обесточивания);

- фаза выкипания воды и понижения уровня до верха топливной части твэлов ((50ч179)·103 с или 13,8ч49,7 ч);

- фаза осушения ТВС ((179ч530)·103 с или 49,7ч147,2 ч), сопровождающаяся ростом температуры оболочек твэлов до высоких значений, приводящего к интенсивному окислению циркония и, как результат, к генерации водорода.

Рис. 4. Изменение массы воды в отсеках, суммарная тепловая мощность ТВС 3,6 МВт.

Результаты расчета изменения температуры оболочки ТВС 30-дневной выдержки (ТВС с наибольшей мощностью остаточного тепловыделения для данного варианта загрузки БВ) в третьем отсеке представлены на рис. 5.

Рис. 5. Температура оболочки ТВС 30-дневной выдержки

На рис. 6 представлены результаты расчета массы водорода, выделившегося из каждого отсека БВ.

Рис. 6. Генерация водорода из трех отсеков, суммарная тепловая мощность ТВС 3,6 МВт.

Как видно из графика, начало генерации водорода соответствует моменту времени 210000 с или 57,3 ч с момента обесточивания.

Значительный интерес представляет скорость генерации водорода. Из рис. 6 видно, что большая часть водорода (около 2750 кг) генерируется в интервале времени ~ (210ч900)·103 с. Таким образом, средняя скорость генерации водорода в этом интервале времени была равна ~ 4 г/с. Полная масса водорода из трех отсеков БВ составила 2974 кг, что значительно превышает массу водорода, вышедшего из реактора в ходе развития подобной аварии [8].

Масса водорода, образовавшегося за счет окисления стальных конструкций (рис. 7), составила 1469 кг, т.е. ? 50% от общего количества образовавшегося водорода.

Рис. 7. Изменение массы водорода со временем

Вариант 2.

Ниже представлены результаты расчетов для варианта 2: в третий отсек выгружается 110 свежих ТВС с суммарной тепловой мощностью 11,0 МВт.

На рис. 8 показано изменение уровня воды в третьем отсеке. Видно, что выкипание воды в третьем отсеке начинается через ~2450 с (0,68 ч), а оголение ТВС происходит примерно через 11 тысяч секунд (~3 часа) с момента обесточивания.

Рис. 8. Изменение уровня воды в третьем отсеке, суммарная тепловая мощность ТВС 11,0 МВт.

Как видно из рис. 9, на котором представлены результаты расчета изменения массы водорода, генерация водорода начинается всего через 16500 с или 4,6 ч с момента обесточивания.

Рис. 9. Генерация водорода в отсеке 3, суммарная тепловая мощность ТВС 11,0 МВт.

Значительная часть водорода из третьего отсека (~600 кг) выделяется в интервале времени (18ч30)·103 секунд. Таким образом, скорость генерации водорода в этом временном интервале составила 50 г/с.

Вариант 3.

На рис. 10-13 представлены результаты расчета для третьего варианта, когда при аварийной выгрузке ТВС из активной зоны размещаются по отсекам БВ пропорционально их объему. Суммарная мощность ТВС, размещенных в БВ, составила 16,5 МВт.

Рис. 10. Изменение уровня воды в отсеках БВ, суммарная тепловая мощность ТВС 16,5 МВт.

Рис. 11. Изменение массы воды в отсеках БВ, суммарная тепловая мощность ТВС 16,5 МВт.

Из графиков видно, что выкипание воды в БВ начинается через 10300 с или 2.8 ч, оголение ТВС происходит через 29400 с или 8,2 ч.

На рис. 12 представлены результаты расчета изменения температуры оболочки ТВС трехсуточной выдержки.

Рис. 12. Температура оболочки ТВС 3-дневной выдержки

Рис. 13. Масса водорода из каждого отсека и полная, суммарная тепловая мощность ТВС _ 16,5 МВт

Генерация водорода начинается через 46700 или 13 часов. Значительная часть водорода выделяется в интервале времени (50ч200)·103 с или 13,8ч55,5 ч. Таким образом, средняя скорость генерации водорода составила примерно 19 г/с.

Масса водорода, выделившегося за счет окисления стальных конструкций, составила 890 кг или 31% от полной массы водорода (рис. 14).

Рис. 14. Изменение массы водорода со временем

Результаты всех расчетов сведены в таблицу 5.

Таблица 5. Полученные результаты

В работе представлены результаты расчетного анализа осушения бассейна выдержки энергоблока № 1 Балаковской АЭС в ходе аварии с длительным обесточиванием для трех различных вариантов загрузки бассейна: суммарные мощности ТВС составляли 3,6 МВт, 11,0 МВт и 16,5 МВт (для случая аварийной выгрузки).

Показано, что в случае длительного обесточивания АЭС количество водорода, выделившегося за счет окисления ТВС в БВ, может в 2-3 раза превышать количество водорода, вышедшего из реактора, что представляет собой серьезную угрозу безопасности АЭС. Полученные результаты подтверждают целесообразность реализуемых ОАО «Концерн Росэнергоатом» мер по оснащению АЭС дополнительным противоаварийным оборудованием.

Список литературы

1. Fukasawa M. Overview of Fukushima-Accident Analysis. -- Proc. 2012 SARNET International Meeting (SARNET 2012), Cologne, Germany, March 21-23, 2012.

2. Безлепкин В.В., Васильев А.Д, Воронова О.А. и др. Статус разработки кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ для моделирования процессов разрушения а.з. при тяжелых авариях на АЭС с ВВЭР // Труды 2-й Всероссийской конференции “Вопросы безопасности АЭС с ВВЭР”, г. Подольск, Московская область, 19-23 ноября, 2001.

3. Bolshov L., Strizhov V. SOCRAT - The System of Codes for Realistic Analysis of Severe Accidents. Proc. of Int. Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '06), Reno, NV, USA, June 4-8, 2006, Paper 6439.

4. Программа СОКРАТ/В1. Аттестационный паспорт программного средства № 275 от 13.05.2010 г. НТЦ ЯРБ при Федеральной службе по экологическому, технологическому и атомному надзору, 2010.

5. A.E. Kisselev, V.F. Strizhov, A.D. Vasiliev, Application of thermal hydraulic and severe accident code SOCRAT/V2 to bottom water reflood experiment PARAMETER-SF4. Nuclear Engineering and Design, 246, 2012, pp. 175- 184.

6. Stuckert J., Steinbrueck M. Experimental Results of the QUENCH-16 Bundle Test on Air In-gress. Proceedings of ICAPP'12 Conf., Chicago, US, June 24-28, 2012. Paper 12049.

7. Vasiliev A.D. Improvements in SOCRAT Air Oxidation Model in Light of QUENCH-10, QUENCH-16 and PARAMETER-SF4 Tests Calculations // Proc. 18th International QUENCH Work-shop (QUENCH-18), Karlsruhe, Germany, November 20-22, 2012.

8. Y. Zvonarev, V. Kobzar, M. Budaev, P. Chatelard, J.-P. Van Dorsselaere / ASTEC and ICARE/CATHARE application to simulation of a VVER-1000 large break LOCA // Jour. of Energy and Power Engineering. Vol. 4, №3. 2010. pp. 29-37.

Размещено на Allbest.ru