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.