Разработка методов расчета термопрочности корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии тема автореферата и диссертации по механике, 01.02.06 ВАК РФ

у> /

А А' ^¿^ _ / . ; ■■•5>

¡У / ' V' / »у / А

Московский ордена Ленина, ордена Октябрьской Революции и ордена Трудового Красного Знамени Государственный Технический Университет им. Н. Э. Баумана

На правах рукописи

Добров Михаил Вячеславович

УДК 593.3

разработка методов расчета термопрочности корпуса ядерного реактора при тяжелой аварии

01.02.06 - Динамика, прочность машин, приборов и аппаратуры

ДИССЕРТАЦИЯ на соискание ученой степени кандидата технических наук

Научный руководитель: доктор технических наук, профессор Данилов В. Л.

Научный консультант: кандидат технических наук, доцент Зарубин С. В.

Москва - 1998

содержание

ВВЕДЕНИЕ 4

1. Обзор исследований термомеханических процессов в системе корпус - кориум 15

1.1. Термическое состояние системы кориум - корпус 15

1.1.1. Модель тепломассопереноса в насыпном слое 16

1.1.2. Модель естественной конвекции в ванне расплава 24

1.2. Напряженно - деформированное состояние и разрушение корпуса 30

1.3. Задачи дальнейшего исследования 37

2. Анализ теплофизических процессов в системе корпус ЯР - кориум 39

2.1. Формулировка уравнений термического состояния корпус -кориум 39

2.2. Численная реализация 48

2.2.1. Одномерная реализация на основе МКР 49

2.2.2. Двумерная реализация на основе МКЭ 54

3. Описание механических свойств реакторных сталей для условий, свойственных тяжелым авариям 62

3.1. Анализ упругих свойств 63

3.2. Общая формулировка закона нелинейно - вязкого деформирования и разрушения реакторных сталей 65

3.3. Критерий и методика поиска констант, конкретизирующих уравнение состояния 69

3.4. Организация вычисления целевой функции 71

3.5. Моделирование высоко - температурной ползучести стали 8А508-СЬ2 75

3.6. Моделирование высоко - температурной ползучести стали

15Х2НМФА-А 81

4. Модель анализа напряженно - деформированного состояния и разрушения корпуса реактора 84

4.1. Основные уравнения упруго - нелинейно - вязкого деформирования корпуса реактора 84

4.2. Модель нарушения целостности корпуса реактора 87

4.3. Численная реализация модели механического состояния на основе шаговой процедуры интегрирования по времени с применением МКЭ 89

4.4. Одномерная модель деформирования полусферического днища 104

5. Численный анализ термомеханических процессов в нижней части корпуса при тяжелой аварии 108

5.1. Постановка задачи 108

5.2. Расчеты по одномерной модели 109

5.3. Расчеты по осесимметричной модели 113

5.4. Оценка опасности протекания аварии 128 Основные результаты и выводы 133 Список использованных источников 135 Приложение 144

введение

На современном этапе развития промышленного производства электроэнергии не видно сколь - нибудь значимых альтернативных способов ее получения, способных, при соблюдении всех необходимых мер безопасности и прочих равных условиях, в полной мере конкурировать с производством энергии на основе ядерных источников. Вместе с тем,как показали события конца семидесятых и середины восьмидесятых годов, когда произошли крупнейшие аварии на АЭС Three Mile Island Unit II (TMI - 2) (1979 г.) и четвертом блоке Чернобыльской АЭС (1986 г.), ядерные энергетические установки (ЯЭУ) несут в себе принципиально новый источник опасности, заключающийся в тяжелом поражении человека и окружающей среды за счет распространения и воздействия радиоактивных материалов, степень загрязнения которыми территорий, прилегающих к АЭС, определяется тяжестью аварии. Поэтому в настоящее время для надежного обоснования безопасности ЯЭУ необходимо детальное рассмотрение широкого спектра возможных аварийных ситуаций, включая тяжелые - запроектные аварии. Решая задачи безопасности, необходимо учитывать психологическую сторону проблемы, которая сводится к осознанию того, что никакой допустимый уровень выбросов радиоактивных материалов в аварийной ситуации, даже если он не приводит к заметным последствиям, не воспринимается общественным мнением в качестве приемлемого. Только концепция предотвращения всяких аварийных выбросов способна завоевать социальное доверие.

Хотя на текущий момент времени отсутствует специальный регулирующий документ, который содержал бы систематическое изложение требований и методических рекомендаций по разработке мер и

руководств по правлению запроектными авариями и, в частности, еще не завершена работа по разработке единого подхода к управлению запроектными авариями, согласованного всеми участниками процесса проектирования и эксплуатации ЯЭУ, в действующих нормативных документах уже имеется ряд детальных требований к учету запроектных аварий при проектировании АЭС. Для корпусных реакторов типа ВВЭР (Водо - Водяной Энергетический Реактор) такие требования наиболее полно излагаются в документах ПНАЭ Г-1-011-89 «Общие положения обеспечения безопасности атомных станций» (ОПБ-88) и ПНАЭ Г-01-036-95 «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности атомных станций с реакторами типа ВВЭР». Отдельные аспекты проблематики запроектных аварий отражены также в ПНАЭ Г-1-024-90 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций» (ПБЯ-89), ПНАЭ Г-1-024-90 «Правила устройства и эксплуатации локализующих систем безопасности». Согласно ОПБ-88 в качестве запроектной определяется авария, вызванная не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала, которые могут привести к тяжелым повреждениям или расплавлению активной зоны.

С точки зрения радиационных последствий преобладающими являются следующие аварии с разрушением активной зоны [1]:

• авария с потерей теплоносителя, сопровождающаяся отказом активных систем охлаждения ;

• авария с потерей источников энергоснабжения - нормального и аварийного;

• аварийные переходные процессы без остановки реактора, в частности, обесточивание всех главных циркуляционных насосов с отказом аварийной защиты;

• аварии с выделением реактивности .

Последствия большинства других аварий могут быть сведены к рассмотренным выше.

Считается, что частота серьезных повреждений активной зоны не должна превышать 10"5-10"6 на реактор в год [1, 2], а частота значительного выброса радиоактивных веществ в атмосферу после аварии должна быть не более 10"М0"7 на реактор год. Выполнение указанных требований предполагает глубокий и всесторонний анализ целого ряда физико-химических, теплогидравлических, механических задач, математическое и физическое моделирование процессов тяжелой аварии.

В традиционном понимании феноменология тяжелой аварии укрупненно сводится к следующей совокупности событий и явлений [1-3]:

• Прекращение теплоотвода от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), которое может произойти вследствие утечки теплоносителя, либо за счета его выкипания из-за потери циркуляции.

• Разогрев, окисление и плавление компонентов активной зоны (ТВЭЛы, дистанцирующие решетки, головки топливных сборок, регулирующие стержни и другие элементы) с образованием кориума - твердо - жидкой смеси материалов активной зоны . Ограниченное плавление материалов начинается при относительно низких температурах (~ 1200 - 1400 °С) с повреждением регулирующих стержней, дистанцирующих решеток и частично оболочек ТВЭЛов . При повышении температур до уровня ~ 1850 - 2000 °С плавление циркония ТВЭЛов сопровождается растворением диоксидов циркония (£г02) и урана (1Ю2). Глобальное

расплавление активной зоны происходит при температурах порядка ~ 2600 - 2900 °С, когда плавятся Ъх02 и Ш2.

• Перемещение кориума в нижнюю камеру реактора. По мере плавления компоненты активной зоны начинают перемещаться вниз под действием гравитации. Соприкасаясь с более холодными нижерасположенными элементами зоны, жидкая фаза кориума затвердевает, образуя блокады, способствующие дальнейшему разрушению зоны. Изучение конфигурации активной зоны ТМ1 - 2 (рис. 1), показало, что можно выделить три материала, перемещение которых может происходить при различных температурах и, следовательно, в разное время аварии: а) металлические расплавы; б) расплавы диоксидов; в) твердые керамические обломки. Поврежденная область была сосредоточена в центральной по радиусу части активной зоны ТМ1 - 2. В верхней части поврежденной области находились мелкие твердые обломки топливных таблеток и двуокиси циркония. Нижняя часть содержала бассейн расплава оболочек ТВЭЛов и диоксида урана, окруженный коркой. В конечном итоге расплавленные материалы, после разрушения твердой корки, окружающей бассейн расплава, попадают в нижнюю камеру реактора. Кроме рассмотренного механизма расплав может попасть в нижнюю камеру, непосредственно проплавив стенку отражателя и стекая в виде струи по внутренней поверхности корпуса [4,5].

• Выход кориума из реактора. При попадании кориума в нижнюю камеру возникает опасность повреждения корпуса в окрестности днища. В зависимости от конструкции рассматриваются различные механизмы нарушения целостности корпуса реактора. Одним из возможных механизмов повреждения корпусов реакторов типа Р\¥Б1, ВШИ является эрозия корпуса под прямым воздействием струи. Многочисленные

Рис. 1

стальные конструкции расположенные в нижней камере реактора ВВЭР - 1000, а также наличие остатка теплоносителя делают указанный тип повреждения практически нереализуемым. Корпуса реакторов типа РШЯ, ВШИ имеют в днище проходки. Кориум, воздействуя на трубу проходки, расплавляет ее и стекает вниз по трубе, образуя корку на ее внутренней поверхности, либо сплошную пробку. Если температура кориума или остаточное тепловыделение в нем достаточно велики, то труба проходки может разрушится в^не корпуса, открыв таким образом прямой путь к истечению кориума за пределы корпуса, кроме того, к этому же результату может привести воздействие расплава кориума на сварной шов, повреждение которого может привести к выбросу трубы из корпуса [5]. Интенсивный разогрев стенок корпуса за счет остаточных тепловыделений в кориуме способствует активизации процессов высокотемпературной ползучести в корпусе реактора, работающего под давлением. Как следствие, помимо непосредственного проплавления стенки, возникает опасность механического разрушения за счет накопления рассеянных повреждений и прогрессирующего утонения стенки в наиболее разогретой области корпуса. • Воздействие кориума на бетонную защитную оболочку энергоблока -контейнмент происходит после разрушения корпуса и может сопровождаться комплексом явлений таких как (а) прямой нагрев [1,3], заключающийся быстром разогреве атмосферы контейнмента, (б) паровой взрыв, (в) взаимодействие кориума с бетоном.

Таким образом для российских реакторов работающих под давлением типа ВВЭР и зарубежных типа Р\¥К. первым барьером на пути распространения радиоактивных материалов после разрушения активной зоны является корпус. Очевидно, что последствия тяжелой аварии с точки

зрения радиационной опасности будут наименьшими, если удастся предотвратить истечение кориума за пределы корпуса, либо, если избежать последнего невозможно, минимизировать контур истечения кориума из корпуса. В связи с указанной проблемой в настоящее время активно разрабатывается [4,5] концепция безопасности, именуемая как «Удержание кориума в пределах корпуса реактора» («In-vessel corium retention»). В рамках данной концепции проводятся широкие экспериментальные исследования, позволяющие понять механизмы явлений деградации активной зоны и перемещения кориума в нижнюю камеру, состояния кориума на днище [6,7,8], взаимодействия кориума с материалом корпуса [8,9], состояния корпуса в условиях воздействия интенсивных тепловых потоков и механических нагрузок [9]. В то же время совершенно ясно, что сколь бы не был широк круг испытаний, невозможно охватить весь спектр возможных аварийных сценариев, кроме того, каждое испытание применительно к реальной геометрии реактора представляет трудно выполнимую и весьма дорогостоящую задачу (на данный момент известно несколько подобных работ (Theofanous с сотрудниками)). Поэтому необходимо создание надежных методик расчета различных явлений, позволяющих проанализировать меру опасности того или иного варианта развития событий в ходе аварии, и, «материализованных» в виде законченных компьютерных кодов.

Анализ термопрочности корпуса является одной из важнейших задач при моделировании процессов тяжелой аварии поскольку: (а) механическое разрушение вследствие высокотемпературной ползучести может произойти существенно раньше сквозного проплавления стенки; (б) наступление теплового равновесия в системе кориум - корпус даже без изменения геометрии корпуса еще не гарантирует сохранения целостности корпуса в течение требуемого промежутка времени. При

термомеханическом анализе преследуются следующие основные цели: оценить время разрушения корпуса, определить характер разрушения (геометрию разрушенной области), а также выяснить существуют ли какие меры внешнего воздействия на корпус, способные предотвратить, либо затормозить протекание аварии в наиболее опасном русле. Такая информация необходима при проектировании защитных сооружений, которые располагаются в шахте реактора. Так, например, важным элементом стратегии смягчения последствий тяжелой аварии, предусматриваемом в новых проектах реакторов (российский ВВЭР-500), а также для уже существующих реакторов (АР600, ЬоуиБа) является наружное затопление корпуса реактора охлаждающей водой. В этой связи необходимо выяснить, как влияет уровень воды на время и характер разрушения корпуса, а также проанализировать возможность удержания кориума внутри корпуса для различных сценариев аварии.

Для решения вышеуказанных задач необходимо располагать достаточно достоверной моделью, описывающей теплофизические и механические процессы в корпусе в ходе тяжелой аварии и позволяющей с необходимой точностью с учетом реальных свойств материала проследить динамику изменения во времени температурного и напряженно -деформированного состояний, накопления повреждений в корпусе реактора. В работах, посвященных поставленной проблеме, рассматриваются модели, основанные на простейших моделях нелинейно -вязкого деформирования материала корпуса. Такой подход является вряд ли оправданным, поскольку в течение аварии возможны различные режимы нагружения в плане изменения внутреннего давления (это подтверждается развитием событий на ТМ1-2), при которых периоды нагружения могут чередоваться с периодами разгрузки (увеличение давления возможно вследствие взаимодействия кориума с остатками

теплоносителя на днище, а также при поступлении воды из системы охлаждения после перемещения кориума в нижнюю камеру, уменьшении с при срабатывании клапана компенсатора давления). Кроме этого, некоторые исследователи не принимают во внимание процессы реономного деформирования корпуса, а рассматривают данную задачу в упруго - пластической постановке.

Данная работа посвящена разработке методик*! расчета неизотермического деформирования корпуса реактора при тяжелой аварии, находящегося в условиях действия остаточного внутреннего давления, веса кориума, температурного градиента, радиационного воздействия на основе представления о нелинейно - термовязкоупругом поведении материала корпуса с учетом влияния поврежденности материала на скорость деформирования в точке среды. Сформулированная задача является предметом исследования, которое должно проводится во взаимной связи с анализом термического состояния кориума, поэтому в данной работе представлена модель теплопереноса в кориуме, позволяющая оценить распределение тепловой нагрузки на корпус реактора.

Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, списка литературы и приложения. Во введении освещается суть проблемы, а также делается постановка задачи. В первой главе проводится обзор и анализ существующих экспериментальных и теоретических исследований, проведенных в рамках данной проблемы. Во второй главе формулируется модель температурного состояния системы корпус - кориум. В третьей главе проводится анализ механических свойств материала корпуса, строится модель нелинейно - вязкого деформирования материала и рассматривается методика ее идентификации. Четвертая глава посвящена разработке методики расчета термомеханического состояния корпуса под

воздействием вышеуказанных факторов. В пятой главе приведены численные результаты исследования термопрочности корпуса применительно к реальной геометрии реактора ВВЭР. В заключении сформулированы основные результаты и выводы по проделанной работе.

Диссертационная работа выполнена в МГТУ им. Баумана в рамках гранта RFBR INTA