ОПЫТ ОБОСНОВАНИЯ УСТРОЙСТВА ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА

ОПЫТ ОБОСНОВАНИЯ УСТРОЙСТВА
ЛОКАЛИЗАЦИИ РАСПЛАВА
Фиськов А.А., Безлепкин В.В., Семашко С.Е., Сидоров В.Г., Астафьева В.О.,
(ОАО «СПбАЭП», Санкт-Петербург )
Для повышения безопасности при тяжелых авариях с плавлением
активной зоны в ряде сооружаемых АЭС, а также в некоторых проектах
перспективных АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР)
предусмотрены меры по локализации и охлаждению расплава. С этой целью
используется УЛР тигельного типа, размещаемое в подреакторном
пространстве бетонной шахты. Указанное устройство предназначено для
приема, локализации и захолаживания расплава активной зоны и
внутрикорпусных устройств при тяжелой аварии, сопровождающейся выходом
расплава за пределы корпуса реактора.
Впервые УЛР было использовано при сооружении Тяньваньской АЭС в
Китае - это устройство тигельного типа, в котором расплав локализуется в
пределах стального корпуса с наружным водяным охлаждением с подачей воды
также на поверхность ванны расплава.
Принципиальная схема УЛР представлена на рисунке 1.
Рисунок 1 – Принципиальная схема УЛР
1- корпус реактора; 2 – шахта бетонная; 3 – плита нижняя; 4 – теплообменник; 5 –
корзина; 6 – накопитель.
Под днищем корпуса реактора установлена плита нижняя, которая
защищает от обрушения днища реактора и способствует продвижению
исходного оксидного расплава.
Основным элементом конструкции является секционный теплообменник
коробчатого типа. Теплообменники представляют секционированные и
сообщенные между собой конструкции, в которых происходит кипение воды
под действием подводимого от расплава теплового потока. Подвод воды и
отвод пара производится через стены бетонной шахты по трубопроводам.
Обращенная «вверх» поверхность донных теплообменников имеет небольшой
наклон к горизонту для увеличения критического теплового потока на
обращенной «вниз» соответствующей поверхности теплоотвода.
Внутренний объем корпуса УЛР заполнен ЖМ на основе оксидов железа
и алюминия, который предназначен для доокисления кориума, его разбавления
в целях уменьшения плотности объемного энерговыделения и увеличения
поверхности теплообмена расплава с корпусом УЛР, охлаждаемого снаружи
водой.
Для доказательства безусловной локализации аварии в пределах
гермозоны контейнмента, УЛР должна выполнять следующие функции:
- прием и размещение расплава кориума из реактора;
- предотвращение выхода расплава за установленные границы зоны
локализации;
- обеспечение подкритичности расплава в бетонной шахте;
- долгосрочное охлаждение расплава кориума;
- минимизация выноса радиоактивных веществ в пространство
герметичной оболочки;
- обеспечение минимального выхода водорода.
При тяжелой запроектной аварии функционирование устройства
локализации распла происходит следующим образом:
 При разрушении реактора происходит выход 1-ой порции расплава,
который перемещаясь по плите нижнее разрушает
ее, т.е происходит
плавление плиты нижней с разрушением бетонов ЦКС, ОКА-М и ОКА. Далее
происходит заполнение нижней части УЛР расплавом.
 В УЛР происходит совместное окисление U и Zr при взаимодествии с
ПОЖА и частичное замерзание расплава на охлаждаемых поверхностях.
 При дальнейшем разрушении корпуса реактора происходит выход 2-ой
порции расплава, включающей оксиды Fe, U, Zr и сами Zr и Fe, при
перемещении «тяжелых» оксидов по плите нижней происходит дальнейшее её
разрушение.
 После перемещения «тяжелых» оксидов на дно УЛР происходит
формирование двухслойной системы с окислением Zr при взаимодествием с
ПОЖА и при поступлении кислорода из нижнего слоя за счет разложения
гематита. Происходит формирование верхнего защитного слоя пены при
разрушении бетона ЦКС.
 Уменьшении плотности «тяжелых» оксидов и создание условий для
инверсии расплава. Происходит инверсия: перемещение оксидной
составляющей в верхнюю часть УЛР, а металлической на дно.
 Подача воды, формирование гарнисажных корок. Долгосрочное
охлаждение и затвердивание расплава.
Физикохимическое взаимодействие компонентов расплава с ЖМ
начинается при определенной температуре в условиях контакта двух
материалов и включает в себя: разогрев, плавление, растворение, разложение,
химические реакции компонентов ЖМ и расплава.
Важную роль в обеспечении эффективного функционирования УЛР
играет оксидный жертвенный материал (ОЖМ). Использование ОЖМ
преследует следующие основные цели:
 уменьшение плотности оксидного расплава кориума для обеспечения
инверсии оксидного и металлического слоев;
 увеличение массы оксидного и металлического расплава, его объема и,
следовательно, снижение объемной плотности энерговыделения и увеличение
поверхности теплоотвода с уменьшением ее теплонапряженности;
 снижение тепловой нагрузки на водоохлаждаемые поверхности;
 уменьшение тепловой нагрузки излучением на расположенные над
устройством локализации строительные конструкции;
 уменьшение выхода продуктов деления в атмосферу контайнмента;
 увеличение подкритичности кориума в УЛР.
Для соблюдения указанных выше критериев, оптимизации конструкции
УЛР и обоснования локализации и захолаживания расплава было проведено
ряд экспериментальных работ:
 Выбор жертвенного материала, физико-химическое взаимодействие с
ним расплава, отработка технологии изготовления конструкционных элементов
из жертвенных материалов. Выбор материала с относительно низкой удельной
плотностью и легкоплавкостью для обеспечения инверсии, полной
растворимости в исходном расплаве оксидов, получения суммарного
эндотермического теплового эффекта, минимального газовыделения при
взаимодействии с расплавом и окисления циркония без выделения водорода.
Исследования в области выбора и оптимизации ЖМ, а так же взаимодействие
ЖМ с расплавом кориума проводили в ФГУП НИТИ им. Александрова. В
эксперименте использовали установку РАСПЛАВ-2 и 3, приготовление
расплава проводили методом индукционной плавки в холодном тигле
Результатами экспериментальных и расчетных исследований явились:
оптимизация состава жертвенного материала, определение тепловых эффектов
химических
реакций,
проверка
точности
расчетных
методик,
экспериментальная демонстрация прогнозируемой структуры расплава.
 Подача и кипение воды на поверхности расплава. Случайное
поступление воды в зону локализации расплава до его инверсии может
привести к непосредственному взаимодействию воды с расплавом металла.
Цель экспериментального исследования указанного взаимодействия –
определение таких его последствий, как генерация водорода, выход аэрозолей и
возможные взрывные эффекты.
Были проведены серии маломасштабных, среднемасштабных и
крупномасштабных
экспериментов.
Среднемаштабные
исследования
проводились на установке «ЭТУ–М1» - СПбГЭТУ (ЛЭТИ).
Крупномасштабные
проводились
на
промышленной
площадке
металлургического производства ЦНИИ Материалов г. Санкт-Петербург.
В ходе экспериментов определено, что кипение воды в проведенных
опытах не сопровождалось паровыми взрывами, аэрозоли состоят в основном
из оксидов урана и практически не содержат оксидов циркония.
В результате для температурного диапазона от температуры плавления до
1950 С были определены удельная скорость окисления расплава стали – 0.022
– 0.47 г/(см2·мин), удельная скорость выхода водорода при взаимодействии
воды с расплавом стали – 9.3 – 19.3 мг/(см2·мин) и удельная скорость выхода
водорода при взаимодействии воды с расплавом сплава стали с цирконием – 10
– 60 мг/(см2·мин). Была определена интегральна степень черноты поверхности
расплава кориума (60%UO2x-16%ZrО2-15%Fe2O3-%Cr2О3-3%Ni203.) в интервале
температур 1970-2120 K, которая составила С=0.4750.075.
 Кризис теплообмена. Экспериментальное исследование кризиса
теплообмена проводилось на крупномасштабной модели теплообменника для
нахождения критических тепловых потоков на слабонаклонной протяженной
поверхности, ограничивающей ванну расплава снизу.
Исследования кризиса теплообмена на различных криволинейных
поверхностях в условиях кипения в большом объеме были выполнены на
стендах:
«Бак»
- ФГУП НИТИ им.Александрова
«СИТО»
- Физико-энергетическом институте
«Петля»
- ФГУП НИТИ им.Александрова
«Кедр»
- ФГУП НИТИ им.Александрова
«Корвет»
- ФГУП НИТИ им.Александрова
Показано, что с уменьшением угла наклона пластины величина q кр также
уменьшается. Получено, что с увеличением недогрева до некоторого значения
tmin критический тепловой поток qкр уменьшается до qкр min, а при дальнейшем
увеличении – возрастает.
Так же большое количество экспериментов были проведены для
исследовния взаимодействия расплава кориума различного состава и
окислением Zr
с конструкционными материалами, материалами стенки
теплообменника, жертвенными материалами и т.д. Результатами проведенных
экспериментов и расчетов различными программными продуктами
(ИВТАНТЕРМО-WIN, DIATRICS 1.2, Gemeni) были определены температуры
солидуса и ликвидуса, получаемых конечных расплавов и исходных ЖМ.
Проведение экспериментальных исследований привело к необходимости
выполнения ряда расчетных исследований, обусловленных как характерными
для тяжелых аварий неопределенностями, главным образом физикохимических процессов, так и новизной отдельных технических решений. К
таким исследованиям, в частности, относятся:
 деградация активной зоны, формирование ванны расплава,
проплавление корпуса реактора и выход расплава в УЛР;
 распространение расплава в УЛР, физико-химическое взаимодействие
кориума с жертвенными материалами и стенкой теплообменника,
теплогидравлические процессы в ванне расплава, включая явления
стратификации, инверсии и свободного конвективного теплообмена;
 теплогидравлические процессы в водоохлаждаемом теплообменнике
УЛР и при подаче воды на поверхность расплава кориума;
 температурное
и
напряженно
деформированное
состояния
водоохлаждаемого теплообменника;
 температурное состояние и напряжения в конструкциях бетонной
шахты при тепловых и возможных динамических воздействиях;
 расходы и запас охлаждающей воды, подаваемые в УЛР;
 подкритичность расплава при его длительном пребывании в УЛР;
 выход из УЛР пара, водорода, неконденсирующихся газов, аэрозолей и
продуктов деления.
Расчет динамики реакторной установки при тяжелых авариях
производили расчетным комплексом СОКРАТ - код улучшенной оценки для
сквозного расчета протекания тяжелой аварии.
Тяжелоаварийный расчетный комплекс СОКРАТ включает в себя:
Модуль РАТЕГ - моделирование ЯЭУ:
– двухжидкостная контурная теплогидравлика
– двумерная/одномерная теплопроводность
Модуль СВЕЧА - моделирование физико-химических процессов при
разрушении активной зоны
– взаимодействие материалов и сред
– перемещение стекающих компонентов
Модуль ГЕФЕСТ - моделирование процессов в нижней камере смешения
– взаимодействие расплава с конструкциями
– деформация и разрушение корпуса
Модуль КУПОЛ - моделирование внутриконтейментных процессов
Модули для расчета накопления выделения, транспорта радионуклидов.
Для анализа поведения кориума в УЛР для АЭС-2006 разработан
специализированный код ГЕФЕСТ-УЛР в 2-мерной осесимметричной
постановке со «сквозной» методикой расчета, базирующейся на полном наборе
математических моделей всех основных физических процессов в УЛР. Код
создан путем модификации и развития модуля ГЕФЕСТ тяжелоаварийного кода
СОКРАТ, предназначенного для описания поведения расплава на днище
реактора, путем включения в него ряда дополнительных математических
моделей физикохимического взаимодействия компонентов расплава и ЖМ,
газовыделения, граничного охлаждения и др.
Программный модуль осуществляет численное моделирование
следующих процессов:
- поступление расплава из разрушенного корпуса реактора в УЛР,
содержащее жертвенный материал в заданной конфигурации;
- физико-химическое взаимодействие расплава с жертвенным
материалом и бетоном;
- расслоение расплава;
- теплообмен расплава с элементами конструкций УЛР;
- образование гарнисажных корок;
- теплообмен корпуса УЛР с охлаждающей водой;
- теплообмен расплава излучением с вышележащими конструкциями;
- поверхностное взаимодействие материалов с водой.
Код ГЕФЕСТ-УЛР содержит также модели генерации неконденсируемых
газов: кислорода – в результате восстановления гематита, и водорода – в
результате дегидратации содержащихся в бетоне соединений кальция и
последующего окисления металлических компонентов кориума выделившимся
водяным паром.
В ходе проведенных работ разработана расчетная конечно-элементная
модель устройства локализации.
При создании модуля ГЕФЕСТ-УЛР созданы и доработаны следующие
модели:
 сценарий приема и размещения в объеме УЛР расплава компонентов
кориума и конструкционных материалов реактора;
 введены новые материалы, при этом количество учитываемых
компонентов расплава увеличено с 5 до 10, что достаточно для расчёта
режимов УЛР;
 доработана модель расслоённого расплава кода ГЕФЕСТ с учетом
новых материалов;
 разработана модель термохимии взаимодействия поступающего
материала с ЖМ, пригодная реализован для численной реализации и
учитывающая образование и исчезновение компонент расплава в процессе
химической реакции, а также выделение и поглощение тепла;
 включены модели, корректно учитывающие теплоотвод от расплава и
корпуса УЛР в период его функционирования.
С помощью разработанного программного модуля ГЕФЕСТУЛР
проведены демонстрационные расчёты поступления и удержания расплава в
УЛР для сценария "Большая течь" Ду346 с наложением отказа активной части
САОЗ.
На рисунке 2 показано распределение температуры в устройстве
локализации расплава на момент подачи воды на поверхность расплава после
инверсии. При этом необходимо отметить, что область высоких температур
находится в верхней части УЛР. Максимальная температура в оксидном слое
при этом составляет 2540 К, а тепловой поток на боковой стенке
теплообменника порядка 0,8 МВт/м2, что даёт большой запас до кризисного
значения (1,5 МВт/м2 для вертикальной стенки). В металлическом слое к этому
времени практически прекращается продвижение фронта плавления и
начинается затвердевание нижней части слоя.
Рисунок 2 – Моделирование аварии течь Ду 346
с отказом активной части САОЗ при помощи кода ГЕФЕСТ-УЛР
На рисунке 3 показаны вариантные расчеты изменения максимального
теплового потока на внешней поверхности стенки теплообменника. В расчетах
варьировалась теплопроводность от 2 до 7 Вт/м2.К. В вариантах 5 и 6
моделировалось срыв гарнисажной корки с повышением температуры. Как
видно из представленного графика максимальное пиковое значение потока
наблюдалось при 7 Вт/м2.К.
в зазоре 7 Вт/(м2 К), ПОЖА 2 Вт/(м2 К)
(зазор - выделенный материал)
2
2
2 в зазоре 2 Вт/(м К), ПОЖА 2 Вт/(м К)
(зазор - выделенный материал)
в зазоре 7 Вт/(м2 К), ПОЖА 2 Вт/(м2 К)
3
(изменены условия по излучению)
2
4 в зазоре и ПОЖА 2 Вт/(м К)
(зазор и ПОЖА - один материал)
в зазоре и ПОЖА 2 Вт/(м2 К)
5
(срыв гарнисажа)
в зазоре и ПОЖА 5 Вт/(м2 К)
6 (срыв гарнисажа)
1
8.0E+005
7.0E+005
Поток, Вт/м2
6.0E+005
5.0E+005
6
1
3
5
4.0E+005
4
2
3.0E+005
2.0E+005
1.0E+005
0.0E+000
0
10000
20000
30000
40000
50000
60000
70000
80000
90000
100000
Время, с
Рисунок 3 - Изменение максимального теплового
потока на внешней поверхности стенки теплообменника, вариантные расчеты
Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора выполнены с
использованием комплекса программ САПФИР_95&RC_ВВЭР, аттестованного
в НТЦ Гостехнадзора. Проведенные расчетные исследования по оценке
подкритичности разрушенной активной зоны показали, что на днище корпуса
реактора расплав кориума глубоко подкритичен. Для предварительно
принятого состава ЖМ (с 0,02% Gd2O3) обеспечивается необходимая с точки
зрения ядерной безопасности подкритичность (Кэфф0,95) даже при охлаждении
неборированной водой, если растворено более 65% ЖМ.
По оптимизации конструкции УЛР и обоснования локализации и
захолаживания расплава было проведено более 50 научно-исследовательских,
расчетных и экспериментальных работ.
Результаты обоснования позволили разработать УЛР для 1-ого и 2-ого
блоков Тяньваньской АЭС (ТАЭС), АЭС «Куданкулам» в Индии, ЛАЭС-2 и
НВАЭС. УЛР Тяньваньской АЭС в настоящее время находятся в составе
основного оборудования блоков, УЛР ЛАЭС-2 - в стадии монтажа основного
оборудования.
В настоящее время планируется проведение дополнительных расчетных и
экспериментальных исследований по обоснованию работы УЛР. Эти
исследования позволят снизить степень консерватизма, заложенного в
проектные решения по УЛР из-за неопределенностей в моделировании
отдельных физико-химических процессах, повысить точность определения
проектных характеристик УЛР.