МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ В УЛР ЛАЭС-2 ПРИ ПОСТУПЛЕНИИ

6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.
МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВ В УЛР ЛАЭС-2 ПРИ ПОСТУПЛЕНИИ
РАСПЛАВА КОРИУМА ИЗ КОРПУСА РЕАКТОРА
В.В. Безлепкин, В.Г. Сидоров, В.О. Астафьева, В.В. Кулаков
ОАО «СПбАЭП», Санкт-Петербург, Россия
А.Ф. Филиппов, Е. В. Моисеенко
ИБРАЭ РАН, Москва, Россия
Обозначения:
У
-
устройство локализации расплава
В
-
внутрикорпусные устройства
ЗП
-
запроектная авария
Ж
-
жертвенный материал
С
АОЗ
П
ОЖА
О
ЖМ
С
ЖМ
-
система аварийного охлаждения активной зоны
-
пластины оксидные железо алюминий
-
оксидный жертвенный материал
-
стальной жертвенный материал
ЛР
КУ
А
М
Для повышения безопасности при тяжелых авариях в состав ЛАЭС-2 входит устройство
локализации расплава (УЛР) [1-3]. По аналогии с УЛР Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000, УЛР
ЛАЭС-2 – ловушка тигельного типа, размещаемая в подреакторном пространстве бетонной
шахты и предназначенная для приема и захолаживания расплава активной зоны, который
поступает в УЛР после проплавления корпуса реактора.
Функционирование УЛР во время протекания тяжелой ЗПА с выходом расплава
происходит следующим образом:
- после проплавления корпуса реактора расплав кориума попадает в пространство,
ограниченное сбоку и снизу водоохлаждаемыми стальными стенками корпуса УЛР,
расположенного в подреакторном пространстве бетонной шахты;
- водоохлаждаемое пространство УЛР частично заполнено жертвенным материалом,
который состоит из специально подобранной композиции стали и относительно легких и
легкоплавких оксидов;
- поступающий из реактора в УЛР расплав кориума взаимодействует с жертвенным
материалом, что оптимизирует условия теплоотвода, сглаживает неопределенности,
обусловленные различием сценариев протекания тяжелой аварии, и обеспечивает инверсию
металлической и оксидной компонент расплава до подачи воды на его поверхность;
- для охлаждения поверхности расплава используется вода, которая самотеком
поступает из шахт ревизии ВКУ; снаружи корпус УЛР охлаждается водой, поступающей в
бетонную шахту из бассейна-приямка при естественной циркуляции в контуре охлаждения;
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.»
- генерируемый в УЛР пар отводится в пространство контейнмента через каналы,
размещенные в ферме-консоли, запаса охлаждающей воды достаточно для ее подачи в
корпус УЛР пассивным способом из шахт ревизии ВКУ в течение 24 часов;
- корпус УЛР обеспечивает отвод тепла от ванны расплава снизу и с боковой стороны;
- защита верхней части стенок и расположенных выше строительных конструкций от
теплового излучения с зеркала расплава до завершения формирования ванны расплава
осуществляется специальными теплозащитными экранами и последующей подачей воды на
поверхность расплава.
Для подтверждения способности выполнения данных функций требуется определить
динамику формирования и параметры ванны расплава в корпусе УЛР. С этой целью
специалистами СПбАЭП и ИБРАЭ было выполнено численное моделирование УЛР с
привлечением тяжелоаварийного кода ГЕФЕСТ-УЛР.
Код ГЕФЕСТ-УЛР [4] количественно описывает поведение устройства локализации
на стадии удержания и захолаживания расплава. Код 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 корок;
теплообмен корпуса УЛР с охлаждающей водой;
теплообмен расплава излучением с вышележащими конструкциями;
поверхностное взаимодействие материалов с водой.
За основу для разработки кода ГЕФЕСТ-УЛР взят модуль ГЕФЕСТ кода СОКРАТ.
Введение новых материалов и их взаимодействия потребовало доработки модели
расслоённого расплава кода ГЕФЕСТ.
Была доработана модель образования и распространения расплава. Для неё был
написан программный блок, предназначенный для учёта высокотемпературного химического
взаимодействия материала, поступающего в УЛР, с жертвенным материалом. Модель
химического взаимодействия учитывает образование и исчезновение компонент расплава в
процессе химической реакции, а также выделение и поглощение тепла.
Была переработана модель инверсии расплава, т.е. изменения относительного
расположения его слоёв расплава при изменении соотношения плотностей фаз (слоёв).
Для учёта теплообмена корпуса УЛР с водой была доработана модель пограничного
теплообмена с внешней средой. В код введена процедура вычисления коэффициента
теплоотдачи, учитывающая расположение граничного элемента, базирующаяся на
доступных экспериментальных данных.
Для анализа процессов, происходящих при взаимодействии расплава, поступающего
при разрушении реактора, разработана расчетная модель УЛР, отвечающая реальному
распределению материалов и поверхности их взаимодействия УЛР АЭС-2006.
Для построения расчетной модели использовались конструкторские чертежи, при
этом учитывались объемы жертвенного материала и стальных конструкций, поверхности
взаимодействия жертвенного материала и расплава.
В расчётной модели представлен основной рабочий узел УЛР  корзина, в которую
поступает расплав из реактора. На рисунках 1 и 2 показан общий вид корзины с жертвенным
материалом (ЖМ) и моделирующей её расчётной области для УЛР АЭС-2006. Задача по
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.
моделированию физико-химических процессов решается в осесимметричной постановке,
поэтому расчетная область, описывающая 6секционную структуру корзины, представляется
в численной модели телом вращения. В расчётной модели корзина представлена стальным
сосудом, контактирующим с водой, заключённой в кольцевой теплообменник, и
защищённым изнутри слоем защитного бетона, который учитывается в расчёте слоем
материала с соответствующими характеристиками. Корзина заключает в себе ЖМ и
материал тепловых защит. Моделируется 2слойная стенка корзины.
Распределение ЖМ в укрупнённой осесимметричной модели производится в
соответствии с аксиальным и радиальным распределением массы во внутреннем объеме
корзины. При этом все ЖМ моделируются раздельно, с учетом из реального расположения в
конструкции УЛР АЭС-2006. Одно из основных требований при построении подобластей,
отвечающих ЖМ, это соответствие полного баланса материалов фактическому составу
материала конструкции. При этом в расчёте отдельно учитываются только материалы, доля
которых достаточно велика, более 5% по общей массе. Это UO2, оксиды других металлов
(железо, цирконий, алюминий), а также сами металлы. Металлы объединяются в один материал, т.к. их химическое поведение по отношению к гематиту
сходно.
Свободное пространство внутри корзины в расчётной области разбивается на
подобласти, соответствующие фиктивному материалу. Материал из реактора поступает в эти
подобласти, и по мере заполнения подобластей в процессе расчёта их свойства меняются на
свойства, отвечающие свойствам состава поступившего материала.
По мере поступления материалов из реактора происходит его разогрев за счёт
остаточного тепловыделения, плавления и взаимодействия с ЖМ.
Рис. 1. Корзина УЛР АЭС-2006 с блоками ЖМ
Рис. 2. Расчётная область УЛР
1 – корпус УЛР; 2 – сварные
металлоконструкции; 3 – бетон защиты
корпуса УЛР (БГК);4 – наполнитель УЛР;
5 – БГС; 6 – наполнитель двойного
корпуса УЛР
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.»
Для анализа функционирования УЛР АЭС-2006 на внекорпусной стадии развития
тяжелой аварии был выполнен расчет формирования бассейна расплава для 2 аварий: течь
Ду 346 и течь Ду 80, с наложением отказов САОЗ высокого давления [5].
Основными целями расчетов формирования ванны расплава являются определение
условий теплового нагружения корпуса УЛР для последующего анализа его температурного
и напряженно-деформированного состояния, максимального значения плотности теплового
потока, отводимого от наружной поверхности корпуса к охлаждающей воде, а также
определение выхода неконденсирующихся газов и данных для последующего расчета
выхода водяного пара. Удельное объемное тепловыделение в расплаве рассчитывалось по
мощности остаточного тепловыделения, которая определялась в соответствии со Стандартом
ANSI/ANS-5.1-1979 для условий непрерывной работы реактора на номинальной мощности
(3200 МВт) в течение одного года. При этом уменьшение остаточного тепловыделения за
счет выхода РПД на предшествующей стадии аварии (до проплавления корпуса реактора)
принято равным 12%, доля мощности, выделяемой в расплаве оксидов, – 90%, а в расплаве
стали – 10%.
Подача воды на поверхность ванны производится после разрушения тепловых защит
корпуса при срабатывании системы пассивной подачи воды на расплав. В расчетах подача
воды на поверхность расплава осуществлялась через 10000 с после формирования верхнего
горячего излучающего слоя с средней температурой, превышающей 1800 К. Данная
величина получена путем анализа динамики формирования зеркала расплава в УЛР с
привлечением результатов аналитической оценки стойкости тепловых защит.
Рассмотрим динамику формирования ванны расплава в корпусе УЛР на примере
аварии с течью Ду 346. В качестве оксидной составляющей жертвенного материала в УЛР
была выбрана керамика на основе ПОЖА.
На рисунке 3 показаны изменения характерных температур компонентов расплава, а
на рисунке 4  изменения плотностей фаз расплава. После быстрого окисления циркония
плотность металлической фазы остаётся постоянной. Плотность оксидной фазы меняется
вплоть до окончания химических реакций в расплаве. После поступления первой порции
расплава металлов его температура в результате взаимодействия с СЖМ и теплоотвода в
ОЖМ постепенно уменьшается (Рисунок 5).
3000
7600
Плотность, кг/м3
2700
Температура, К
оксидный расплав
металлический расплав
оксидный расплав
металлический расплав
2400
2100
7200
6800
6400
1800
1500
6000
0
10000
20000
30000
40000
50000
Время, с
Рис. 3. Максимальная температура в
бассейне расплава УЛР
60000
0
10000
20000
30000
40000
50000
60000
Время, с
Рис. 4. Изменение плотности компонент в
бассейне расплава УЛР
После перемещения оксидной составляющей кориума на днище УЛР металлическая
составляющая образует верхний слой в бассейне расплава. Расчеты свидетельствуют о
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.
подогреве металлического слоя за счет теплоотдачи от расположенного ниже
тепловыделяющего оксидного слоя (Рисунок 6) до уровня температур порядка 2300 К.
Разогрев металлической компоненты расплава связан с нагревом оксидной компоненты за
счет интенсивного окисления металлического циркония, содержащегося в оксидной
составляющей при его взаимодействии с ПОЖА.
Рис. 5. Распределение температур на момент
времени 8218 с, макс.изотерма 2000 К
Рис. 6. Распределение температур на момент
времени 9518 с, макс.изотерма 2600 К
После окисления всего циркония происходит постепенное снижение температуры
бассейна расплава при взаимодействии с ЖМ за счет плавления и эндотермических реакций,
а также за счет теплоотвода через корпус к охлаждающей воде и теплоотвода при излучении
с верхней поверхности расплава (Рисунок 7). В момент инверсии, наступающей в момент
времени 9765 с от начала аварии (3160 с от момента поступления первой порции кориума в
УЛР), происходит перемещение оксидной составляющей расплава в верхнюю часть УЛР, а
металлической – на днище (Рисунок 8). Средняя температура фаз при инверсии расплава
сохраняется, а максимальная уменьшается за счёт усреднения температуры (ср. Рисунки 7 и
8).
Рис. 7. Распределение температур на момент
времени 9765 с, макс.изотерма 2600 К
Рис. 8. Распределение температур на момент
времени 9772 с, макс.изотерма 2400 К
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.»
После инверсии происходит постепенное снижение температуры оксидного слоя за
счет теплоотвода излучением к охлаждающей воде, а также за счет плавления ПОЖА,
расположенного в верхней части УЛР (Рисунок 9). Металлический слой в этот момент
времени остывает в своей нижней части при теплоотводе от днища УЛР, и нагревается в
области, непосредственно примыкающей к оксидному слою. Характер дальнейшего
температуры изменения обусловлен изменением соотношения мощности остаточного
тепловыделения и мощности теплоотвода. К моменту времени примерно 15000 с
температуры в УЛР стабилизируются.
В расчете аварии с течью Ду 346 вода подавалась в момент времени 18400 от начала
аварии. Начиная приблизительно с момента подачи воды на поверхность расплава, темп
остывания увеличивается, наблюдается устойчивый нисходящий тренд температур бассейна
расплава в УЛР. При этом теплоотдача излучением с поверхности снижается за счет
образования оксидной корки с относительно низкой температурой (Рисунок 10).
Рис. 9. Распределение температур на момент
времени 12706 с, макс. изотерма 2200 К
Рис. 10. Распределение температур на момент
времени 55296 с, макс.изотерма 2000 К
На рисунке 4 показаны плотности расплавов оксидов и металлов. До инверсии
плотность оксидов выше плотности расплава, что обуславливает их нижнее положение.
После инверсии плотность металлов все время остается больше плотности оксидов, поэтому
расплав оксидов занимает верхнее положение.
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.
100000
1.2E+012
UO2
ZrO2
80000
Мощность, Вт
Al2O3
FeO
Масса, кг
Интегральное тепловыделение
Остаточное энерговыделение
1.0E+012
60000
40000
20000
8.0E+011
6.0E+011
4.0E+011
2.0E+011
0.0E+000
0
0
10000
20000
30000
40000
50000
Время, с
Рис. 11. Изменение массы оксидной
компоненты расплава
60000
0
10000
20000
30000
40000
50000
60000
Время, с
Рис. 12. Энерговыделение в УЛР
На рисунке 11 показаны массы основных компонентов в расплаве оксидов и
металлов. В процессе взаимодействия с ЖМ происходит быстрый переход Zr из расплава
металлов в расплав оксидов с его окислением. Можно видеть, что к 20000 с состав расплава
практически стабилизируется.
На рисунке 12 показано изменение подводимой к УЛР тепловой мощности. Резкий
всплеск суммарного тепловыделения в начальный момент времени после поступления
оксидного кориума связан с выделением химического тепла за счет окисления циркония.
После выделения всего тепла при окислении циркония, происходит некоторое снижение
энтальпии расплава за счет эндотермических реакций при разложении гематита.
На рисунке 13 и 14 показано изменение во времени и распределение по высоте
стенки УЛР плотности теплового потока, отводимого к охлаждающей воде. Отметим, что
максимальные значения, достигающие 0,38 МВт/м2, соответствуют участкам,
расположенным на одном уровне с верхней частью расплава металлов.
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.»
4.0E+005
4.8
4.2
3.6
2.0E+005
Высота, м
Поток, Вт/м2
3.0E+005
1.0E+005
0.0E+000
3
2.4
1.8
1.2
0
10000
20000
30000
40000
50000
60000
Время, с
0.6
0
0.0E+000
1.0E+005
2.0E+005
3.0E+005
Поток, Вт/м
Рис. 13. Максимальный тепловой поток с
корпуса УЛР
4.0E+005
2
Рис. 14. Изменение теплового потока в
охлаждающую воду по внешней
образующей корпуса УЛР
Расчетный анализ показал, что, начиная приблизительно с момента подачи воды на
поверхность расплава, темпы остывания бассейна расплава в УЛР увеличиваются,
наблюдается устойчивый нисходящий тренд температур.
Если рассматривать состояние бассейна расплава более подробно, то следует
отметить, что в рассматриваемый момент времени гарнисажная корка на стенке в нижней
части УЛР состоит из тонкого оксидного слоя, контактирующего с относительно горячим (Т
~ 1900 К) расплавленным
металлом. При этом существует опасность локального
повреждения гарнисажной корки и выхода перегретого металла на стенку УЛР.
Для численного моделирования подобной ситуации был выполнен расчетный анализ
с увеличенной подробностью сетки около стенки УЛР. Кроме того, для моделирования
подобной ситуации в ГЕФЕСТ-УЛР введена следующая интерактивная опция. При переходе
в интерактивный режим в процессе расчета возможно ввести для группы конечных
элементов номер элемента, в котором вводится другая температура, и саму эту температуру.
Если это осуществить в пристеночных элементах, это будет моделировать локальный
перегрев и подход расплава к стенке. Поскольку свойства материала при таком увеличении
температуры не меняются, расплав остаётся у стенки и застывает, либо ближайший к нему
элемент стенки переходит в расплав. Следовательно, такой подход моделирует прорыв корки
с последующим её нарастанием снова.
В расчете были смоделированы следующие события:
в момент времени 25225 с введена температура 2100 К для группы элементов
у границы слоёв расплава - имитация выхода расплава.
Ниже приведены результаты выполненного расчетного анализа при моделировании
срыва гарнисажной корки. На рисунках данного раздела приводятся распределения
температуры на фоне границ области в моменты изменения. Расчеты показывают, что
«срыв» гарнисажной корки приводит к небольшому локальному утонению стенки,
существующему ограниченное время (рисунок 15а).
После локального утонения стенки корпуса УЛР происходит постепенное
формирование металлической гарнисажной корки (рисунок 15b), при этом уровень
температур у стенки снижается.
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.
а) момент выхода
расплава стали на
стенку УЛР
b) состояние корпуса УЛР
через 100 с после выхода
расплава стали на стенку
c) состояние корпуса УЛР через 2000 с
после выхода расплава стали на стенку
Рис. 15. Распределение жидкой и твердой фаз к корзине УЛР
Условием непроплавления корпуса УЛР является обеспечение запаса до кризиса
кипения охлаждающей воды на наружной поверхности корпуса. Из результатов расчетов
формирования ванны расплава следует, что максимальная величина плотности теплового
потока, отводимого через корпус УЛР, не превышает 0,4 МВт/м2. При этом максимальный
тепловой поток локализован на вертикальном участке стенки корпуса. Расчет,
моделирующий срыв гарнисажной корки в металлическом слое показал, что даже при
введённом искусственном завышении температуры на границе с расплавом максимальный
тепловой поток (рисунок 16) не превышает величины 0.55 МВт/м2 , а при меньшей вариации
температуры плотность потока в этом месте почти не меняется.
6.0E+005
Поток, Вт/м2
5.0E+005
4.0E+005
3.0E+005
2.0E+005
1.0E+005
0.0E+000
0
10000
20000
30000
40000
50000
60000
Время, с
Рис. 16. Изменение максимального теплового потока на стенке УЛР, расчет с имитацией
срыва гарнисажной корки.
6-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия
26-29 мая 2009 г.»
Величина критической плотности теплового потока может быть рассчитана по
методике [6] для условий кипения в большом объеме недогретой воды. В зависимости от
внешнего давления, которое может увеличиваться от близкого к атмосферному до 5
атмосфер критический поток может составлять 1,21,9МВт/м2. Следовательно, имеющаяся
минимальная величина запаса до кризиса (60% и более) гарантирует непроплавление
корпуса в процессе теплоотвода от расплава. Очевидно, что по мере уменьшения мощности
остаточного тепловыделения и кристаллизации расплава тепловые нагрузки на корпус могут
только уменьшаться.
Результаты расчетного анализа формирования бассейна расплава в УЛР показали,
что разработанная конструкция УЛР обеспечивает выполнение своих функций по
удержанию расплава в рассмотренных сценариях протекания тяжелой аварии ЛАЭС-2.
Список литературы
1. Кухтевич И.В., Безлепкин В.В., Грановский В.С., Хабенский В.Б., Асмолов В.Г., Бешта
С.В., Сидоров А.С., Беркович В.М., Стрижов В.Ф., Хуа Минчан, Рогов М.Ф., Новак В.П.
Концепция локализации расплава кориума Тяньваньской АЭС на внекорпусной стадии
запроектной аварии АЭС с ВВЭР-1000. Труды научно- практического семинара. Вопросы
Безопасности АЭС с ВВЭР. С-Петербург, 12-14 сентября 2000
2. Кухтевич И.В., Безлепкин В.В., Грановский В.С., Хабенский В.Б., Асмолов В.Г., Бешта
С.В., Сидоров А.С., Беркович В.М., Стрижов В.Ф., Хуа Минчан, Новак В.П., Рогов М.Ф.
Концепция локализации расплава кориума на внекорпусной стадии запроектной аварии
АЭС с ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, №9 сентябрь 2001г., Москва.
3. Сидоров А.С., Недорезов А.Б., Рогов М.Ф., Новак В.П., Кухтевич И.В., Безлепкин В.В.,
Хабенский В.Б., Грановский В.С., Бешта С.В. Устройство локализации расплава
Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000. Теплоэнергетика, №9 сентябрь 2001г., Москва
4. Разработка программного модуля для анализа процессов в устройстве локализации при
разрушении корпуса реакторной установки. Отчет по обоснованию ЛАЭС-2
LN2О.B.110.&.0UJA&&.JMR&&.022.HC.0010, 2007 г
5. Аналитические исследования в обоснование исходных данных по выходу расплава из
корпуса реактора в устройство локализации расплава ЛАЭС-2. ФГУП СПб АЭП. Отчет по
обоснованию. LN2О.B.110.&.ULA&&&.JMR&&.022.HC.0001. 2006 г.
6. Сулацкий А.А., Черный О.Д., Ефимов В.К., Грановский В.С. Кризис теплообмена на
наружной поверхности корпуса ВВЭР // Теплоэнергетика. 1998. №11. С.35-39