Анализ устойчивости энергоблоков первой очереди Курской аэс

Отчет

Анализ устойчивости энергоблоков первой очереди Курской АЭС

К запроектным авариям в условиях протекания

Пароциркониевой реакции.

 

 

по 2 этапу договора № 134-12 от 31.07.2012 г.

« Анализ устойчивости энергоблоков I очереди Курской АЭС к запроектным авариям

в условиях протекания паро-циркониевой реакции (ПЦР) »

 

 

Москва 2013 г.

 

Список исполнителей:

 

Начальник отдела

__________А.В.Краюшкин

“____”____­­__________2013г.

 

с.н.с.

__________В.Н.Бабайцев

“____” ____________2013г.

 

с.н.с.

__________М.Н.Бабайцев

“____” ____________2013г.

 

инженер

__________И.Н. Гераскин

“____” ___________2013г.

 

с.н.с

________А.В. Глембоцкий

“____” ___________2013г.

 

с.н.с.

__________Г.Б.Давыдова

“____” ____________2013г.

 

н.с.

__________Л.Н.Захарова

“____” ____________2013г.

 

 

 

Содержание

 

Список сокращений. 4

Список рисунков. 5

Список таблиц. 7

Введение. 8

1 Системы удаления водорода в реакторах первой очереди КуАЭС. 10

1.1 Установка сжигания гремучей смеси (УСГС) 10

1.2 Система защиты от превышения давления в РП.. 16

1.3 Система понижения активности газовых выбросов. 25

1.4 Система вентиляции главного корпуса 1-ой очереди Курской АЭС.. 30

1.5 Оценка работы систем в условиях аварии с полным обесточиванием.. 37

2 Расчеты температурного режима и генерации водорода. 39

2.1 Исходное состояние. 39

2.2 Температурный режим.. 41

2.3 Генерация водорода. 49

2.4 Сравнение с результатами расчетов температур и генерации водорода на реакторах 2-й очереди 53

2.5 Влияние генерации тепла в ПЦР на генерацию водорода. 56

2.6 Влияние растрескивания кладки на величину генерации водорода. 57

2.7 Возможность генерации водорода в контуре СУЗ. 58

3 Распространение водорода по помещениям энергоблока. 60

3.1 Распространение водорода при неповрежденном контуре МПЦ.. 60

3.2 Распространение водорода при повреждениях КМПЦ.. 63

3.2.1 Разрывы технологических каналов. 63

3.2.2 Разрывы каналов СУЗ. 63

3.2.3 Выход водорода через повреждения и неплотности контура МПЦ. 67

3.3 Распространение водорода при повреждениях реакторного пространства. 69

4 Обсуждение результатов. 72

Заключение. 74

Литература. 75

 

 

Список сокращений

 

АЗ	Аварийная защита
ББ	Бассейн-барботер
БВ	Бассейн выдержки
ВУС	Выпрямительные устройства
ГПК	Главный предохранительный клапан
ДП	Дополнительный поглотитель
ККА	Конденсатор контактного аппарата
КМПЦ	Контур многократной принудительной циркуляции
КРО	Кластерный регулирующий орган
НВК	Нижние водяные коммуникации
ПВК	Пароводяная коммуникация
ПГВ	Парогазовая выгородка в ББ
ПГС	Парогазовая смесь
ПНД	Подогреватель низкого давления
ПРК	Парораспределительный коридор
ПТК	Программно-технический комплекс
ППБ	Прочно-плотный бокс
ПЦР	Паро-циркониевая реакция
РГК	Раздаточный групповой коллектор
РП	Реакторное пространство
САОР	Система аварийного охлаждения реактора
СЛА	Система локализации аварий
СУЗ	Система управления и защиты
СУВ	Система удаления водорода
ТВС	Тепловыделяющая сборка
ТК	Топливный канал
УПАК	Установка подавления активности контура
УСГС	Установка сжигания гремучей смеси
УСП	Укороченный стержень поглотитель
ЦЗ	Центральный зал

 

 

 

Список рисунков

 

Рис.1.1. Контактный аппарат. 13

Рис.1.2. Сепарационная колонка. 14

Рис.1.3. Конденсатор контактного аппарата. 15

Рис.2.1. Радиальное распределение энерговыделения. 40

Рис.2.2. Среднее по активной зоне аксиальное распределение энерговыделения. 41

Рис.2.3. Средние температуры топлива и графита. 42

Рис.2.4. Максимальные температуры топлива и графита. 42

Рис.2.5. Изменение уровня теплоносителя во времени. 43

Рис.2.6. Изменение во времени количество тепла, подводимое к воде от топлива, графита и суммарное значение. 44

Рис.2.7. Изменение во времени количество тепла, подводимого к воде от схемы ОР. 45

Рис.2.8. Изменение во времени температуры схемы ОР. 45

Рис.2.9. Изменение аксиального распределения температуры в схемы ОР для трех моментов времени. 46

Рис.2.10. Изменение во времени температуры схемы Е. 47

Рис.2.11. Средняя по объему температура зоны НВК. 47

Рис.2.12. Средняя по объему температура зоны ПВК. 48

Рис.2.13. Изменение температуры зоны, описывающей бетонное основание реактора. 48

Рис.2.14. Количество нод, генерирующих водород. 49

Рис.2.15. Изменение во времени массы окислившегося циркония. 50

Рис.2.16. Изменение во времени массы образовавшегося водорода. 50

Рис.2.17. Скорость генерации водорода. 51

Рис.2.18. Скорость генерации пара. 52

Рис.2.19. Средние температуры топлива и графита. 53

Рис.2.20. Максимальные температуры топлива и графита. 54

Рис.2.21. Изменение уровня теплоносителя во времени. 54

Рис.2.22. Изменение во времени массы образовавшегося водорода. 55

Рис.2.23. Скорость генерации водорода. 56

Рис.2.24. Зависимость от времени полного энерговыделения в расчетной ноде и энерговыделения за счет ПЦР. 57

Рис.2.25. Зависимость от времени средней по объему температуры графита отражателя. 59

Рис. 3.1. Схема включения паровых эжекторов для отсоса газовоздушной смеси из конденсаторов: 60

Рис. 3.2. Схема установки для сжигания водорода, отсасываемого вместе с паровоздушной смесью из конденсатора. 61

Рис.3.3. Зависимости от времени максимальных температур топлива, графита в рабочем канале, температура графита в ячейке с каналом КРО.. 64

Рис. 3.4. Принципиальная схема контура охлаждения каналов СУЗ и КОО. 66

Рис. 3.5. Принципиальная конструкция реактора КАЭС-1. 68

Рис.3.6. Максимальные температуры топлива и графита. 69

Рис.3.7. Температуры ОР и зон под ней. 70

 

 

Список таблиц

 

Таблица 1.1. Основные характеристики и расчетные данные КГКА. 18

Таблица 1.2. Основные характеристики и расчетные данные ОК.. 19

Таблица 1.3. Основные характеристики и расчетные данные МГ. 21

Таблица 1.4. Рабочие параметры работы БСК. 24

Таблица 1.5. Параметры рабочих сред СОВА-ТК. 24

Таблица 2.1. 39

Таблица 2.2. Сравнение характеристик для штатной графитовой кладки и кладки с трещинами. 58

 

 

Введение

Настоящий отчет посвящен вопросам генерации и распространения водорода на реакторах 1-й очереди Курской АЭС. Данные вопросы для реакторов 2-й очереди рассмотрены в отчете /1/. В этом отчете, в частности, дано описание расчетной модели, используемой для определения температурного режима и скорости генерации водорода. Эта модель специально разработана для выполнения анализа водородной безопасности на реакторах Курской АЭС. Она, с небольшими изменениями, используется и для реакторов 1-й очереди.

Так же, как и для реакторов 2-й очереди, рассматривается авария с полным обесточиванием энергоблока как наиболее представительная авария, связанная с генерацией водорода в паро-циркониевой реакции (ПЦР).

Отличие реакторов 1-й очереди от реакторов 2-й очереди заключается в меньшем количестве воды в контуре МПЦ на реакторах 1-й очереди в основном из-за меньшего объема барабан-сепараторов (БС).

Это уменьшение ведет к ускорению роста температур активной зоны в ходе аварии. Реакторы 1-й очереди, из-за старения графитовой кладки, вступили в этап работы с растрескиванием кладки, что вызывает повышение температуры графита при работе на мощности и также ведет к ускорению роста температур в активной зоне в аварии. Эти факторы будут влиять на генерацию водорода в ПЦР.

Более существенное отличие реакторов 1-й очереди от реакторов 2-й очереди связаны с несколько иной компоновкой помещений, в которых расположены элементы контура МПЦ, с отсутствием системы локализации аварии (СЛА) на реакторах 1-й очереди, с отсутствием на них системы удаления водорода, роль которой возложена на вентиляцию помещений. Эти отличия влияют на вопросы распространения водорода, генерируемого в ПЦР, по помещениям энергоблока.

В настоящем отчете вначале дается описание систем энергоблока, предназначенных для удаления водорода, и выполняется оценка их работы в условиях аварии.

Затем проводится расчет генерации водорода в ПЦР. Обсуждается роль “собственного” тепла, выделяющегося при ПЦР, в развитии аварии. Оценивается роль растрескивания графитовой кладки. Далее рассматривается вопрос распространения водорода по помещениям.

В литературе имеются сведения о взрывоопасных концентрациях водорода в воздухе /2,3,4/. Анализ имеющейся информации показывает, что если концентрация находится вне диапазона (4¸75)%, то взрывоопасность или возможность самовозгорания отсутствует. Для детонации, т.е. собственно взрыва, диапазон опасных концентраций сужается. Например, в /4/ указан диапазон (13¸58)%.

Наша задача – определить какие концентрации возможны в помещениях АЭС в ходе аварии с ПЦР.

Данный отчет, помимо рассмотрения своей основной задачи для реакторов 1-х очередей, является дальнейшим развитием изучения вопросов водородной безопасности при возникновении ПЦР, относящихся также и к реакторам 2-х очередей, но не рассмотренных в отчете /1/. Например, обсуждается роль контура СУЗ в генерации и распространении водорода и некоторые другие вопросы.

 

 

1 Системы удаления водорода в реакторах первой очереди КуАЭС.

 

Ниже дается описание систем, в назначение которых в том числе входит: контроль за количеством водорода, его удаление и сжигание водородосодержащих смесей. В данной главе отчета рассмотрим следующие системы, входящие в это перечень:

 

Ø Установка сжигания гремучей смеси (УСГС) /5/

 

Ø Система защиты от превышения давления в РП /6/

 

Ø Система понижения активности газовых выбросов контура охлаждения СУЗ /7/

 

Ø Система вентиляции главного корпуса 1-ой очереди Курской АЭС /8/.

 

 

Дается краткое описание для каждой из них и оценивается их работоспособность в аварии с полным обесточиванием энергоблока.

 

Исходное состояние

Для проведения расчетов было взято фактическое состояние реактора 1-го блока Курской АЭС от 15.11.2012г.

Некоторые параметры, характеризующие это состояние, даны в таблице 2.1.

 

Таблица 2.1.

 

№	Параметр	Величина
	Количество ТВС с обогащением 2.8% (2.6%0	1588 (62)
	Количество кластерных ДП
	Количество стержней КРО
	Количество столбов воды
	Количество стержней УСП
	Количество стержней АЗ
	Радиальный коэффициент неравномерности энерговыделения (max в ячейке)	1.49 (61-33)
	Аксиальный коэффициент неравномерности поля энерговыделения	1.15

 

Радиальное распределение энерговыделения на мощности перед остановкой реактора дано на рис.2.1.

 

Рис.2.1. Радиальное распределение энерговыделения.

 

Среднее по активной зоне аксиальное распределение энерговыделения показано на рис.2.2.

 

 

 

 

Рис.2.2. Среднее по активной зоне аксиальное распределение энерговыделения.

 

Температурный режим

Расчет температурного режима выполнен, начиная с описанного выше состояния. Предполагается, что в момент t = 0 происходит полное обесточивание энергоблока. Реактор заглушается. Давление в КМПЦ в течение 1 часа принимается равным 70 атм, а затем в течение следующего часа линейно снижается до атмосферного.

Теплоноситель предполагается находящимся на линии насыщения. Температура насыщения определяется как функция давления.

На рис.2.3 и 2.4 приведены средние и максимальные температуры топлива и графита. Для графита осреднение охватывает также и отражатели. Поэтому различие между средней температурой топлива и графита является заметным на всем временном интервале. Максимальные температуры, напротив, при разогреве сближаются.

В расчетной модели предполагается, что температура оболочки твэл совпадает с температурой топлива, а температура графита с температурой канальной трубы. Обоснование такого предположения (для обезвоженного реактора) дано в отчете /1/.

 

 

Рис.2.3. Средние температуры топлива и графита.

 

 

Рис.2.4. Максимальные температуры топлива и графита.

 

 

Вид зависимостей температур от времени объясняет рис.2.5. На нем показано поведение уровня теплоносителя, отсчитываемого от верха графитовой кладки.

 

 

Рис.2.5. Изменение уровня теплоносителя во времени.

В течение начального интервала, длительностью около 70 мин уровень находится выше указанной отметки. Теплоноситель в КМПЦ выпаривается. На рисунке этому соответствуют нулевые значения. Затем в течение около 50 мин уровень проходит активную зону и уходит под реактор. Величина 1000 см соответствует в модели нижней границе схемы ОР. После оголения верха активной зоны температура топлива быстро нарастает, и вслед за ней растет и температура графита (рис.2.3 и 2.4).

На рис.2.6 показано изменяющееся во времени количество тепла, подводимое к воде от топлива, графита и суммарное значение.

 

 

 

Рис.2.6. Изменение во времени количество тепла, подводимое к воде
от топлива, графита и суммарное значение.

В момент около 140 мин с начала аварии уровень уходит под реактор. Количество тепла подводимого к воде от топлива и графита обращается в ноль. Дальнейшее выпаривание происходит благодаря теплу, подводимому к воде от схемы ОР (см. рис.2.7). Данная величина почти скачкообразно возрастает при снижении температуры воды с 285 до 100°С (на начальном участке температуры воды и ОР практически равны), а затем снижается из-за движения уровня воды вниз.

 

 

Рис.2.7. Изменение во времени количество тепла, подводимого к воде от схемы ОР.

Колебания на кривой – расчетный эффект, так как ОР в аксиальном направлении поделена на 20 зон.

На рис. 2.8 показано как изменяются температуры схемы ОР во времени.

 

 

Рис.2.8. Изменение во времени температуры схемы ОР.

Рис.2.9 показывает аксиальные распределения температур в схеме ОР для трех моментов времени (даны средние по площади аксиальные распределения).

 

Рис.2.9. Изменение аксиального распределения температуры в схемы ОР для трех моментов времени.

В момент 600 мин уровень находится на отметке несколько ниже середины высоты схемы ОР. Этим объясняется излом на кривой. К моменту 1200 мин уровень приближается к нижней границе схемы ОР. Верхняя граница при этом начинает греться утечкой тепла из разогревающейся активной зоны, и ее температура оказывается выше соответствующего значения при t = 600 мин.

На рис.2.10 показаны температуры схемы Е. Так как схема Е обезвоживается значительно раньше, то здесь снижение температур заметно медленнее, чем в схеме ОР.

 

 

Рис.2.10. Изменение во времени температуры схемы Е.

На рис. 2.11 и 2.12 показаны средние по объему температуры зон НВК и ПВК.

Температуры НВК в начальный период процесса быстро снижается, но и через 1200 мин остается немного выше температуры воды. Это объясняется значительной теплоемкостью самих НВК, а также их подогревом от схемы ОР и бетонного основания (см. рис.2.13)

 

Рис.2.11. Средняя по объему температура зоны НВК.

 

 

Рис.2.12. Средняя по объему температура зоны ПВК.

 

На рис.2.13 показаны температуры зоны, описывающей бетонное основание реактора.

 

 

Рис.2.13. Изменение температуры зоны, описывающей бетонное основание реактора.

 

В начальных условиях зоне бетонного основания соответствовала температура 100°С. Ее верх нагревается от зоны НВК и затем медленно остывает.

Генерация водорода

В расчетной модели предполагается, что генерация водорода в данной расчетной ноде (количество расчетных нод равно количеству каналов х16, т.е. 16 аксиальных нод в каждом канале) начинается, когда температура топлива в ней превышает уровень 500°С. Рис. 2.14 показывает количество нод, генерирующих водород.

Вначале оно быстро нарастает, затем скорость роста снижается.

На рис.2.15 показано как изменяется во времени масса окислившегося циркония.

Рис.2.16 с массой образовавшегося водорода практически дублирует 2.15.

На рис 2.17 показана скорость генерации водорода, которая на протяжении рассмотренного интервала в 1200 мин вначале растет, достигая значения 10 г/с, затем начинает снижаться из-за уменьшения скорости генерации пара, когда уровень теплоносителя приближается к низу схемы ОР.

 

 

Рис.2.14. Количество нод, генерирующих водород.

 

 

 

Рис.2.15. Изменение во времени массы окислившегося циркония.

 

Рис.2.16. Изменение во времени массы образовавшегося водорода.

 

 

 

Рис.2.17. Скорость генерации водорода.

 

Скорость генерации пара показана на рис.2.18 (а) и (б).

 

а).

 

б).

Рис.2.18. Скорость генерации пара.

В течение первых 60 мин скорость генерации снижается из-за снижения во времени подводимой к воде мощности (см. рис. 2.6).

При снижении давления после 60 мин растет теплота испарения воды.

После 70 мин, когда уровень выходит на верхний срез активной зоны и начинает двигаться вниз, снижение скорости генерации объясняется также уменьшением площади, по которой топливо и графит “контактирует” с водой. После момента около 700 мин генерируемого пара начинает не хватать. Это объясняет уменьшение скорости генерации водорода на рис.2.17. Скачок на кривой рис.2.17 в окрестности 800мин объясняется скачкообразным уменьшением мощности, подводимой к воде из-за ухода уровня воды в схеме ОР в следующую аксиальную ноду (т.е. это расчетный эффект). Аналогично происхождение скачка в районе t = 1100мин. Также объясняются и нерегулярности на рис.2.18.

Тем не менее, количество генерируемого водорода к моменту 1200 мин, как видно на рис.2.16, достигает 300 кг и продолжает расти со скоростью примерно 6.5кг/час.

Далее на больших временах, поведение скорости генерации зависит от величины давления в КМПЦ. При атмосферном давлении кипение в каналах внутри схемы ОР будет продолжаться в течение десятков часов (запас воды в этой части каналов около 7 т, скорость испарения 70 кг/час) обеспечивая примерно постоянную скорость генерации водорода на уровне 6 – 7 кг/час. При давлении около 2 атм кипение прекратится к моменту около 30 – 40 час с начала аварии.

Однако и в этом случае поддержания повышенного давления через некоторое время кипение может возобновиться, так как схема ОР начнет нагреваться теплом, уходящим из разогревающейся активной зоны. От нее будет нагреваться НВК.

Кроме того, поддержание давления выше атмосферного в условиях разорванных каналов представляет угрозу для реакторного пространства.

Таким образом, генерация водорода будет продолжаться до полного испарения воды в КМПЦ.

 

Разрывы каналов СУЗ

Кроме разрывов технологических каналов можно также ожидать и разрывов каналов контура СУЗ.

Действительно, на рис.3.3 изображены зависимости от времени максимальных температур топлива, графита в рабочем канале, а также температура графита (практически совпадающая с температурой трубы канала) в ячейке с каналом КРО, которая к моменту 10 – 12 час с начала аварии также весьма высока (при t = 10 час около 900°С).

 

 

 

Рис.3.3. Зависимости от времени максимальных температур топлива, графита в рабочем канале, температура графита в ячейке с каналом КРО

 

Поэтому повреждение трубы канала СУЗ представляется весьма реальным. Так как контур СУЗ в рассматриваемой аварии обезвоживается в течение первых 10 мин с начала аварии, то каналы СУЗ заполнены воздухом. Т.е. в случае повреждения технологических каналов контура МПЦ и повреждения каналов СУЗ возникает возможность для прямого контакта водорода с воздухом в активной зоне. Этот вывод относится в равной степени к реакторам, как первой, так и второй очереди.

Здесь необходимо заметить, что помимо опасности взрыва водорода в активной зоне при возникновении прямого контакта воздуха с разогретым графитом возможно загорание последнего.

В работе П.А. Платонова /12/, одного из наиболее известных специалистов по графиту в России, содержится утверждение, что “… графит горит при температуре выше 1000°С (облученный при температуре более 900°С), при этом горение не разогревает графит, если нет тепла, то графит остывает и горение прекращается”. В рассматриваемой аварии как раз имеется постоянный подвод тепла к графиту за счет остаточного энерговыделения.

Таким образом, прямой контакт водорода или графита с воздухом недопустим.

Попробуем ответить на вопрос, возникнет ли он в нашем сценарии.

После разрыва труб рабочих каналов устанавливается связь между объемами РП и КМПЦ. Гелий - азотная смесь в РП к этому моменту находится под давлением около 1.3 атм. Действительно, при нормальной работе смесь газов в РП имеет давление, близкое к атмосферному /13/ и температуру, близкую к температуре графита 600 – 700°С. В процессе разогрева ее температура будет расти следуя за температурой графита. Соответственно будет расти и давление в РП. При достижении давления 1.3 атм срабатывает гидрозатвор в системе парогазовых сбросов из РП /6/. Т.е. давление смеси газов в РП будет поддерживаться на уровне 1.3 атм.

Давление в КМПЦ, которое предварительно снижено до величины близкой к атмосферному, будет все таки выше 1.3 атм.

Согласно /10/ давление в КМПЦ следует поддерживать на уровне около 2 атм для более успешных действий по восстановлению охлаждения.

Через короткое время давления в РП и КМПЦ выравниваются, а так как генерация водорода и пара в КМПЦ продолжается, то водород будет выходить в РП.

В момент разгерметизации труб каналов СУЗ давление в них равно атмосферному. Гелий – азотная смесь будет выходить в каналы контура СУЗ, вытесняя из них воздух. Т.е. мгновенного контакта водорода с воздухом, а, следовательно, и взрыва, не произойдет.

Тем не менее, после разрыва каналов СУЗ устанавливается новый путь движения водорода. Этот путь включает:

· КМПЦ, где водород генерируется;

· РП;

· каналы СУЗ.

Из каналов контура СУЗ водород может попадать в циркуляционный и аварийный баки СУЗ (см. рис.3.4). Аварийный бак имеет трубопровод, соединяющий его объем с атмосферой. По этому трубопроводу водород будет уходить в атмосферу. Из циркуляционного бака водород теоретически может выходить в помещение через гидрозатворы, рассчитанные на давление 300 мм вод. столба.

Для окончательного понимания путей выхода требуется достаточно детальное моделирование динамики газа в обезвоженном контуре СУЗ. Но вариант ухода водорода в атмосферу из аварийного бака представляется наиболее реалистичным.

Рис. 3.4. Принципиальная схема контура охлаждения каналов СУЗ и КОО.

1 - циркуляционный бак;	8 - КОО;	15 - механические фильтры;
2 - циркуляционные насосы;	9 - сливной коллектор СУЗ;	16 - сливной коллектор АЗ;
3 - аварийный бак;	10 - теплообменники СУЗ;	17 - система вентиляции баков СУЗ;
4 - раздающий коллектор;	11 - подпорное устройство;	18 - установка байпасной очистки;
5 - канал СУЗ;	12 - подвод азота к каналам АЗ;	19 - сливные коллекторы КОО;
6 - канал СУЗ с ИМ КРО;	13 - переливной трубопровод;	20 - сливной бак;
7 - канал АЗ;	14 - вытяжная вентиляция АБ СУЗ;	21 - узел регулирования расхода воды.

Отчет

Анализ устойчивости энергоблоков первой очереди Курской АЭС