Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора

Дан анализ влияния начальных и граничных условий на термоудар корпуса реактора на примере энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной установкой ВВЭР- 1000/В-302. В результате выполнения серии теплогидравлических расчетов получен наиболее консервативный сценарий для группы исходных событий,...

Ausführliche Beschreibung

Gespeichert in:

Bibliographische Detailangaben
Datum:	2013
Hauptverfasser:	Вышемирский, М.П., Мазурок, А.С., Носовский, А.В.
Format:	Artikel
Sprache:	Russian
Veröffentlicht:	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України 2013
Schriftenreihe:	Ядерна та радіаційна безпека
Online Zugang:	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97260
Tags:	Tag hinzufügen Keine Tags, Fügen Sie den ersten Tag hinzu!
Назва журналу:	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
Zitieren:	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора / М.П. Вышемирский, А.С. Мазурок, А.В. Носовский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 26-30. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.

Institution

Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine

id	irk-123456789-97260
record_format	dspace
spelling	irk-123456789-972602016-03-27T04:03:29Z Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора Вышемирский, М.П. Мазурок, А.С. Носовский, А.В. Дан анализ влияния начальных и граничных условий на термоудар корпуса реактора на примере энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной установкой ВВЭР- 1000/В-302. В результате выполнения серии теплогидравлических расчетов получен наиболее консервативный сценарий для группы исходных событий, связанных с течами второго контура Виконано аналіз впливу початкових та граничних умов на термоудар корпусу реактора на прикладі енергоблока № 1 Южно-Української АЕС з реакторною установкою ВВЕР- 1000/В-302. В результаті виконання серії теплогідравлічних розрахунків отримано найбільш консервативний сценарій для групи вихідних подій, пов’язаних з течами другого контуру. Influence of initial and boundary conditions on the reactor pressure vessel thermal shock is analyzed by the example of South Ukraine NPP Unit No. 1 with WWER-1000/V-302. The most conservative scenario for a group of initiating events related to the secondary leaks was obtained in a series of thermal-hydraulic calculations. 2013 Article Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора / М.П. Вышемирский, А.С. Мазурок, А.В. Носовский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 26-30. — Бібліогр.: 8 назв. — рос. 2073-6231 http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97260 621.039.58 ru Ядерна та радіаційна безпека Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
institution	Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
collection	DSpace DC
language	Russian
description	Дан анализ влияния начальных и граничных условий на термоудар корпуса реактора на примере энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной установкой ВВЭР- 1000/В-302. В результате выполнения серии теплогидравлических расчетов получен наиболее консервативный сценарий для группы исходных событий, связанных с течами второго контура
format	Article
author	Вышемирский, М.П. Мазурок, А.С. Носовский, А.В.
spellingShingle	Вышемирский, М.П. Мазурок, А.С. Носовский, А.В. Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора Ядерна та радіаційна безпека
author_facet	Вышемирский, М.П. Мазурок, А.С. Носовский, А.В.
author_sort	Вышемирский, М.П.
title	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
title_short	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
title_full	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
title_fullStr	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
title_full_unstemmed	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
title_sort	анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора
publisher	Державне підприємство "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Держатомрегулювання України та НАН України
publishDate	2013
url	http://dspace.nbuv.gov.ua/handle/123456789/97260
citation_txt	Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора / М.П. Вышемирский, А.С. Мазурок, А.В. Носовский // Ядерна та радіаційна безпека. — 2013. — № 1. — С. 26-30. — Бібліогр.: 8 назв. — рос.
series	Ядерна та радіаційна безпека
work_keys_str_mv	AT vyšemirskijmp analizvliâniânačalʹnyhigraničnyhuslovijnaformirovanietermoudarakorpusareaktora AT mazurokas analizvliâniânačalʹnyhigraničnyhuslovijnaformirovanietermoudarakorpusareaktora AT nosovskijav analizvliâniânačalʹnyhigraničnyhuslovijnaformirovanietermoudarakorpusareaktora
first_indexed	2025-07-07T04:42:32Z
last_indexed	2025-07-07T04:42:32Z
_version_	1836961867752275968
fulltext	�6 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 УДК 621.039.58 М. П. Вышемирский1, А. С. Мазурок2, А. В. Носовский3 1Национальный технический университет Украины «Киевский политехнический институт», г. Киев, Украина 2ООО «Атомэнергосервис», г. Киев, Украина 3Государственный научно-технический центр по ядерной и радиационной безопасности, г. Киев, Украина Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора Дан анализ влияния начальных и граничных условий на термоудар корпуса реактора на примере энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1000/В-302. В результате выполнения серии теплогидравлических расчетов получен наиболее консерватив- ный сценарий для группы исходных событий, связанных с течами вто- рого контура. К л ю ч е в ы е с л о в а: корпус реактора, опускной участок, термо- удар, начальные условия, граничные условия, теплогидравлический анализ. М. П. Вишемірський, О. С. Мазурок, А. В. Носовський Аналіз впливу початкових та граничних умов на форму вання умов турмоудару корпусу реактора Виконано аналіз впливу початкових та граничних умов на термо- удар корпусу реактора на прикладі енергоблока № 1 Южно-Української АЕС з реакторною установкою ВВЕР-1000/В-302. В результаті виконан- ня серії теплогідравлічних розрахунків отримано найбільш консерва- тивний сценарій для групи вихідних подій, пов’язаних з течами другого контуру. К л ю ч о в і с л о в а: корпус реактора, опускна ділянка, термоудар, початкові умови, граничні умови, теплогідравлічний аналіз. © М. П. Вышемирский, А. С. Мазурок, А. В. Носовский, 2013 П овышение безопасности атомной энергетики приобрело особую актуальность после аварий на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.) и Чернобыльской АЭС (1986 г.). Первая под- твердила правильность основных принципов безопасности, используемых при проектировании реакто- ров с водой под давлением, вторая — позволила извлечь уроки по разным аспектам и привела к инициализации национальных и международных программ, направленных на расширение и усиление сотрудничества в сфере атом- ной энергетики. Третьим серьезным инцидентом в истории атомной энергетики стала тяжелая авария на АЭС «Фуку- сима» (Япония, �011 г.), которая подтвердила необходи- мость повышения безопасности АЭС. Согласно «Энергетической стратегии Украины на пе- риод до �030 года» [1] планируется сохранение доли произ- водства электроэнергии на АЭС на уровне, который соот- ветствует половине суммарного количества электроэнергии, произведенной в Украине. Для решения этой задачи необ- ходимо вводить в эксплуатацию новые энергоблоки и про- длевать срок эксплуатации существующих. Продление эксплуатации действующих энергоблоков имеет ряд пре- имуществ перед строительством новых в части техниче- ской эффективности и надежности. Одним из основных направлений работ, выполняемых в рамках продления эксплуатации, является оценка текущего технического состояния корпуса реактора (КР) за проектный период, после чего делается вывод о возможности его эксплуата- ции в сверхпроектный период. При этом особое внимание уделяется возможности возникновения термоудара на КР, а также его последствиям. В статье, согласно методике теплогидравлического ана- лиза в обоснование сопротивления хрупкому разрушению КР, используется модель с детализированным опускным участком реактора (ОУР) [�—4]. Анализ влияния началь- ных (НУ) и граничных условий (ГУ) на термоудар КР вы- полнен для исходного события (ИС), вызванного течью второго контура. Рассмотрен частный случай течи: разрыв паропровода острого пара в нелокализируемой части. Описание протекания аварии. При разрыве паропровода острого пара происходит увеличение теплоотвода от пер- вого контура ко второму, быстрое захолаживание первого контура и запуск систем безопасности (СБ). В ОУР фор- мируется холодный сектор (рис. 1, а) вследствие поступле- ния холодного теплоносителя через все поперечное сече- ние входного патрубка аварийной петли реактора. Важным аспектом протекания аварии является ме- сторасположение разрыва. В рассматриваемом примере разрыв происходит в пределах гермообьема (ГО), что вле- чет за собой рост давления в ГО выше 0,3 кгс/см� (изб.) и запуск СБ. Вследствие этого начинается подача холод- ной воды от системы аварийного охлаждения актив- ной зоны (САОЗ), что приводит к увеличению давления и еще большему снижению температуры первого контура. В результате подпитки парогенераторов (ПГ) холодной водой от системы аварийной питательной воды происхо- дит захолаживание первого контура через второй. После отключения главных циркуляционных насосов (ГЦН) в контуре возникает устойчивая естественная циркуля- ция по петлям. Низкая скорость теплоносителя в главном циркуляционном контуре (ГЦК), при работе САОЗ в пет- лю без разрыва по второму контуру, приводит к формиро- ванию «холодных языков» (рис. 1, б). Расчетная модель. Для расчетного анализа использо- вана четырехпетлевая модель энергоблока № 1 Южно- Украинской АЭС (ВВЭР-1000/В-30�) с детализированной ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 �7 Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора разбивкой ОУР [3, 4]. Разработанная модель ОУР позволяет получить реалистичное поведение теплоносителя, в том числе взаимное перемешивание потоков с различной температурой (рис. �). Основные подходы. В данном случае использован кон- сервативный подход к выполнению теплогидравлического анализа, что соответствует рекомендациям МАГАТЭ [5, 6]. Анализируемое ИС рассмотрено по отношению к асим- метричному захолаживанию. Согласно рекомендациям МАГАТЭ, приняты следую- щие условия: максимальный расход холодной воды от си- стем первого и второго контуров; минимальная темпера- тура воды, подаваемой в контур; максимальное давление в первом и втором контурах. Рассматривается минимальная конфигурация САОЗ ВД, приводящая к асимметричному захолаживанию. В работе находится второй канал САОЗ ВД (TJ�0,�3D01). Анализ всех ИС выполнен с учетом принципа единично- го отказа в СБ. Под единичным отказом следует понимать отказ либо активного элемента СБ, либо пассивного эле- мента СБ, имеющего механические движущиеся части [7]. Доминирующим физическим процессом, по отноше- нию к термоудару, является формирование «холодных сек- торов (языков)» в сочетании с высоким давлением первого контура. Начальные и граничные условия выбирались так, чтобы они приводили к наихудшим, с точки зрения термоудара КР, последствиям рассматриваемого ИС. Начальные условия. Анализ начальных условий выпол- нен методом последовательных расчетов, т. е. изначально исследовалась одна величина, отбирался наиболее удовле- творительный (консервативный) сценарий и далее по ре- зультатам расчета выполнялся анализ влияния иного пара- метра. На рис. 3 представлена последовательность выбора консервативных НУ. В качестве НУ для рассматриваемого ИС приняты следующие значения основных параметров первого и второго контуров. Начальная мощность реактора. Реактор работает на но- минальном уровне мощности (с учетом погрешности под- держания мощности � % и погрешности измерения мощ- ности � % [8]) и в состоянии РУ «горячий останов». В документах МАГАТЭ [5, 6] не приведены рекомендации по отклонению уровня мощности в большую либо меньшую сторону от номинального значения. Для работы энергоблока на мощности проведен расчетный анализ как для 96 %, так и для 104 % Nном. Установлено, что в обоих случаях дости- гается одинаковое асимметричное захолаживание, однако для консервативного анализа выбрана начальная мощность 104 %, что дает возможность получить максимальную тем- пературу металла КР на начальной стадии аварии. Давление теплоносителя на выходе из реактора. Принято равным 163 кгс/см� (с учетом погрешностей измерения и поддержания параметра) [8]. Давление в ПГ. Принято равным 66 кгс/см� (с учетом погрешностей измерения и поддержания параметра). Уровень теплоносителя в компенсаторе давления (КД). Принят равным 8,47 и 9,07 м [8] (учитываются погреш- ности поддержания и определения уровня как в большую, так и в меньшую стороны). Расход теплоносителя через реактор при работающих че- тырех ГЦН. Выбран максимальным/минимальным и рав- ным 88800/80000 м3/ч [8]. Уровень в ПГ. Принят равным 0,335/0,305 м по уровне- меру с базой 1 м (учитываются погрешности поддержания и определения уровня как в большую, так и в меньшую стороны) [8]. Изменением остальных параметров пренебрегаем, так как они вносят незначительный вклад в формирова- ние условий термоудара КР, и принимаем их значения номинальными. Граничные условия. При выборе ГУ рассмотрены ра- бота систем и значения параметров, которые приводят к асимметричному захолаживанию КР и формированию «холодного сектора» или «холодного языка» на внутренней поверхности КР. Выбор ГУ осуществлялся на основании результатов расчетного анализа. Перечень расчетов представлен в виде диаграммы на рис. 4. Исходя из полученных для различных сценариев ре- зультатов были отобраны следующие допущения для вы- полнения консервативного расчетного анализа: место разрыва моделируется как можно ближе к выход- ному коллектору ПГ, что обеспечивает максимальный рас- ход в течь; Рис. 1. Формирование «холодного сектора» (а) и «холодного языка» (б) в ОУР [�] а б Рис. �. Пространственное изображение нодализации модели ОУР для анализа термических нагрузок �8 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 М. П. Вышемирский, А. С. Мазурок, А. В. Носовский Рис. 3. Последовательность выбора консервативных НУ Рис. 4. Диаграмма выбора консервативных ГУ ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 �9 Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора уставки по давлению первого контура для трубчатых электронагревателей (ТЭН) КД выбираются максималь- ными с учетом погрешностей определения давления; температура воды, подаваемая САОЗ в контур, с учетом погрешности измерения принимается минимальной (48 °C и 53 °C в баках TJ10B01 и ТН10B01 соответственно); не рассматривается обесточивание энергоблока; для исключения ограничивающего воздействия на рост давления первого контура не рассматривается работа систе- мы впрыска в КД; отдельно рассматривается влияние формирования сигнала по повышению давления в ГО более 0,3 кгс/см� на термоудар КР. Формирование сигнала в ГО приводит к отключению ГЦН с сохранением рабочего состояния ТЭН КД, что является благоприятствующим фактором по отношению к рассматриваемому ИС, так как уменьшается перемешивание теплоносителя первого контура и холод- ной воды, подаваемой от СБ и системы подпитки-продув- ки. Но после восстановления уровня в КД в работу вступа- ют ТЭН КД, что приводит к сочетанию высокого давления в первом контуре и низкой температуры теплоносителя к концу расчетного времени; постулируется наложение единичного отказа по сня- тию сигнала на локализацию аварийного ПГ по пита- тельной воде, что приводит к подпитке ПГ аварийными питательными электронасосами (АПЭН) водой с тем- пературой 5 °С (регулятор работает в режиме поддержа- ния заданного уровня). Данное действие рассматривается с целью максимального захолаживания теплоносителя первого контура и достижения условий работы насоса TJ�0D01 в контур; на 1500-й секунде предполагаются действия оператив- ного персонала по восстановлению рабочего состояния подсистемы подпитки-продувки первого контура из баков TD60B11,�1 (после работы насоса TJ�0D01 на контур). Результаты расчетного анализа Расчетный анализ рас- сматриваемого ИС выполнен на временном интервале 5000 секунд. По результатам анализа можно отметить следующее: при использовании максимальных эксплуатационных характеристик ГЦН достигается более глубокое (работа на мощности) или более быстрое (горячий останов) захола- живание ОУР; изменение уровня в КД не является показательным по отношению к формированию условий термоудара КР при работе энергоблока на мощности. В состоянии РУ «горячий останов» минимальный уровень в КД сопутствует возник- новению условий термоудара: к концу расчетного времени а б Рис. 5. Минимальная температура теплоносителя в ОУР: а — работа на мощности; б — «горячий останов» а б Рис. 6. Давление в первом контуре: а — работа на мощности; б — «горячий останов» Время, с Время, с Время, с Время, с Те м п е р а ту р а , ° С Д а в л е н и е , кг с/ с м 2 Те м п е р а ту р а , ° С Д а в л е н и е , кг с/ с м 2 Консервативные НУ и ГУ Базовый Консервативные НУ и ГУ Базовый Консервативные НУ и ГУ Базовый Консервативные НУ и ГУ Базовый 30 ISSN 2073-6231. Ядерна та радіаційна безпека 1 (57).2013 М. П. Вышемирский, А. С. Мазурок, А. В. Носовский в первом контуре достигается более высокое давление по сравнению с расчетом, для которого применялся макси- мальный уровень в КД; уровень в ПГ, с точки зрения отбора консервативных НУ, необходимо выбирать в соответствии с рассматрива- емым состоянием РУ. При работе на мощности большее захолаживание ОУР достигается при минимальном уровне, наблюдаемом в ПГ, что приводит к более ранней подаче холодной воды от АПЭН. В состоянии «горячий останов» более консервативно выбирать максимальный уровень, потому что в данном случае преобладает процесс захола- живания первого контура за счет выноса большого коли- чества энергии в течь при кипении. На графиках минимальной температуры теплоносителя в ОУР (рис. 5) и давления в первом контуре (рис. 6) при- ведены кривые, одна из которых соответствует базовому расчету, а другая — анализу с использованием консерва- тивного сценария. Как следует из рис. 5 и 6, применение данного консервативного подхода для выполнения тепло- гидравлического анализа существенно усугубляет термо- удар КР и позволяет получить более представительные ре- зультаты по отношению к рассматриваемому явлению. Выводы Исследование термоудара КР является важной состав- ляющей анализа безопасности АЭС, так как оценивается влияние на важнейший компонент РУ — корпус реактора. Для выполнения анализа влияния НУ и ГУ на формирова- ние термоудара КР использована модель энергоблока № 1 Южно-Украинской АЭС с реакторной установкой ВВЭР- 1000/В-30� и детализированным ОУР. Результаты расчетов показали, что при использовании разработанного консервативного подхода к выполнению теплогидравлического анализа достигается более глубокое захолаживание первого контура при сохранении высокого давления в нем. На данный момент теплогидравлический анализ с целью оценки влияния термоудара на КР вы- полняется в рамках продления сроков эксплуатации энер- гоблоков Украины. Полученные результаты могут быть использованы в качестве граничных условий при выпол- нении прочностных расчетов оценки целостности КР. Список использованной литературы 1. Енергетична стратегія України на період до �030 року (із змі- нами та доповненнями, внесеними розпорядженням Міністерства палива та енергетики України від �6 березня �008 року): Розпо- рядження Кабінету Міністрів України від 15 березня �006 року № 145-р. �. Алексеев Ю. П. Методика выполнения теплогидравлических анализов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора / Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, Г. В. Громов, А. С. Мазурок // Сб. докладов второй международной науч.-практ. конф. «Повышение эффективности АЭС». — �011. — С. 111—1�0. 3. Алексеев Ю. П. Модель опускного участка реактора ВВЭР-1000 / Ю. П. Алексеев, А. И. Бережной, А. С. Мазурок, А. В. Корницкий // Ядерна та радіаційна безпека. — �011. — № 3 (51). — C. 44–46. 4. Мазурок А. С. Валидация теплогидравлической модели РУ с детальной разбивкой ОКР для анализа термических нагрузок на корпус реактора / А. С. Мазурок, Ю. П. Алексеев, А. Г. Кру- шинский, А. В. Корницкий // Ядерна та радіаційна безпека. — �01�. — № 1 (53). — C. 16—�1. 5. Guidelines on pressuri�ed thermal shock analysis for WWER Nuclear Power Plants. IAEA-EBP-WWER-08 (Rev. 1). �006. 6. Pressuri�ed Thermal Shock in Nuclear Power Plants: Good Practices for Assessment. Deterministic Evaluation for the Integrity of Reactor Pressure Vessel. IAEA-TECDOC-16�7. �010.�010. 7. Общие положения безопасности атомных станцийОбщие положения безопасности атомных станций (ОПБ-�008), НП306.�.141-�008 / АЯР Украины. — К., �008. 8. Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Анализ запроект-Южно-Украинская АЭС. Энергоблок № 1. Анализ запроект- ных аварий. База данных по ЯППУ. 10/08–06.�31.ОД.�. �009. Получено 29.10.2012.

Анализ влияния начальных и граничных условий на формирование термоудара корпуса реактора

Institution

Ähnliche Einträge