Теплогидравлика пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, доктор технических наук Калякин, Сергей Георгиевич

• Калякин, Сергей Георгиевич
• доктор технических наук
• 2007

Оглавление диссертации доктор технических наук Калякин, Сергей Георгиевич

ВВЕДЕНИЕ.

1 РЕТРОСПЕКТИВНЫЙ ОБЗОР НОВЕЙШИХ РАЗРАБОТОК ПАССИВНЫХ СИСТЕМ БЕЗОПАСНОСТИ АЭС С ВО ДО-ВОДЯНЫМИ РЕАКТОРНЫМИ УСТАНОВКАМИ (СОСТОЯНИЕ ВОПРОСА).

1.1 Пассивные системы аварийного залива активной зоны и отвод остаточного тепловыделения.

1.1.1 Отвод остаточного тепловыделения от активной зоны после аварии с потерей теплоносителя.

1.1.2 Пассивные системы безопасности реактора ВВЭР-640 с РУВ-407.

1.1.3 Пассивные системы безопасности реактора ВВЭР-1000 с РУ В-392.

1.1.4 Пассивные системы безопасности реакторов типа Advanced Passive (АР).

1.1.5 Пассивные системы безопасности реактора ЕР1000.

1.1.6 Пассивные системы безопасности реактора APWR+.

1.1.7 Пассивные системы безопасности реактора IRIS [45].

1.2 Анализ теплогидравлических представлений об отводе тепла от днища корпуса к воде в бетонной шахте реактора.

1.2.1 Особенности теплообмена на обращенных вниз поверхностях.

1.2.2 Эксперименты на крупномасштабных моделях днища корпуса реактора.

1.3 Системы пассивного отвода тепла и пассивной фильтрации АЭС нового поколения.

1.3.1 Пассивные системы отвода остаточного тепла.

1.3.2 Пассивные системы фильтрации.

1.4 Водородная взрывобезопасность АЭС.

1.4.1 Критерии водородной взрывобезопасности.

1.4.2 Выбор производительности и мест размещения пассивных каталитическихрекомбинаторов водорода.

1.5 Выводы и задачи комплексного исследования по обоснованию пассивных систем безопасности АЭС нового поколения на основе мирового опыта проектирования и эксплуатации атомных станций.

2 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛООБМЕНА ПРИ ОХЛАЖДЕНИИ ДНИЩА КОРПУСА РЕАКТРА В ОБОСНОВАНИЕ УДЕРЖАНИЯ КОРИУМА В КОРПУСЕ ВВЭР.

2.1 Схема экспериментального стенда.

2.2 Экспериментальный участок, методика экспериментов и обработки опытных данных.

2.3 Излив расплава Pb-Bi в холодный корпус модели, охлаждение водой корпуса модели.

Выводы из главы 2.

3 ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОЕКТНЫХ ФУНКЦИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ГЕ-2 ЗАЛИВА АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКИ ВВЭР-1000.

3.1. Особенности теплогидравлических процессов в системе ГЕ-2.

3.2 Оборудование и экспериментальные исследования на крупномас-штабном стенде.

3.3 Методические вопросы исследования проектных функций системы ГЕ-2.

3.4 Исследование расходной характеристики стенда ГЕ-2.

Выводы из главы 3.

4 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ

РАБОТОСПОСОБНОСТИ СИСТЕМЫ ПАССИВНОГО ОТВОДА ТЕПЛА ВВЭР-640.

4.1 Особенности течений в системе труба-емкость при температурной неоднородности и некоторые расчетные оценки применительно к системе аварийного охлаждения.

4.1.1 Режимы течения и параметры двухфазных потоков в горизонтальных трубах.

4.1.2 Конденсационные гидроудары и условия их возникновения.

4.2 Экспериментальные исследования на стенде установки элемент контейнмента (ЭК).

4.3 Экспериментальные исследования на стенде малой модели сбросного трубопровода и БАОТ.

Выводы из главы 4.

5 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАССЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ ПРОЕКТНЫХ ФУНКЦИЙ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ФИЛЬТРАЦИИ ВВЭР-1000.

5.1 Оптимизация конструкции воздушного тракта СПОТ.

5.2 Экспериментальное исследование выноса водного аэрозоля на модели микротрещины защитной оболочки АЭС.

5.3 экспериментальные исследования тепловой мощности теплообменника «воздух-воздух» в пассивной системе фильтрации протечек в АЭС.

ВЫВОДЫ ИЗ ГЛАВЫ 5.

6 ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНО-РАСЧЕТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ В ОБОСНОВАНИЕ РАБОТОСПОСОБНОСТИ ПАССИВНОЙ СИСТЕМЫ ЛОКАЛИЗАЦИИ ПОСЛЕДСТВИЙ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ ВВЭР-1000.

6.1 Экспериментальная модель и методика эксперимента.

6.2 Расчетные исследования структуры течения кипящей воды в экспериментальной модели.

Выводы из главы 6.

7 ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ПРОТЕКАНИЯ ПАРОЦИРКОНИЕВЫХ РЕАКЦИЙ В УСЛОВИЯХ ПОВТОРНОГО ОХЛАЖДЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ.

7.1 Экспериментальное исследование кинетики пароциркониевой реакции.

7.2 Проведение экспериментов.

7.3 Результаты экспериментов и их обсуждение.

7.4 Обобщение экспериментальных данных по выходу водорода.

7.5 Металлографическое исследование имитаторов.

Выводы из главы 7.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Теплогидравлика пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР»

Потребность в создании высокоэффективных, экологически чистых источников энергии привела к появлению в промышленно развитых странах новой отрасли -атомной энергетики. Однако потенциальная опасность использования атомной энергии в крупномасштабном энергетическом производстве, проявившаяся в авариях на АЭС "Три Майл Айленд" (США 1979) и Чернобыльской АЭС (1986), существенно подорвало доверие населения к атомной энергетике.

В результате, интенсивное развитие атомной энергетики в большинстве развитых стран, начавшееся с пуска в г. Обнинске Первой в мире АЭС [1], заметно замедлилось, а ряде стран приостановилось.

В то же время, в обозримом будущем реальной альтернативы атомной энергетики в общем развитии мировой энергетики нет. Это связано как с ограниченностью доступных и экономически приемлемых природных запасов органических видов топлива, так и с необратимыми катастрофическими последствиями для окружающей среды и человечества выбросами в атмосферу продуктов сгорания [2, 3].

В этих условиях особое значение приобретает глобальный пересмотр концепции безопасности АЭС на всех стадиях - нормальной эксплуатации, плановых и аварийных остановках, вывода из эксплуатации. Должны быть пересмотрены подходы к определению места и роли атомной энергетики в мировой экономике, пути и темпы ее развития. Необходимо выработать новые условия и требования к техническому состоянию АЭС, к надежности и эффективности методов и средств обеспечения их безопасности. При этом сроки, отпущенные на реализацию и новый этап интенсивного развития атомной энергетики, крайне ограничены.

Комплексное решение проблемы обеспечения безопасности и надежности АЭС базируется на поэтапном решении следующих задач:

- выбор площадки строительства АЭС со всем комплексом изыскательских работ и технико-экономического анализа;

- выбор типа реакторной установки и ее основных параметров [4];

- проектно-конструкторские разработки реактора, реакторной установки и АЭС в целом;

- строительство зданий, сооружений, инженерных систем и коммуникаций;

- разработка и изготовление основного и вспомогательного реакторного, технологического и электротехнического оборудования;

- проверка и обеспечение устойчивости зданий, сооружений и ответственных за безопасность систем и оборудования к внешним экстремальным воздействиям природного и техногенного характера - сейсмическим воздействиям, падениям самолетов, ураганам, случайным и преднамеренным взрывам и т.п.

В то же время гарантия ядерной и радиационной безопасности АЭС в значительной степени обеспечивается совершенством, надежностью и достаточностью специальных защитных систем.

В стратегии развития топливно-энергетического комплекса России в первой половине XXI века атомная энергетика занимает одно из наиболее важных мест. Среди наиболее значимых для атомной энергетики необходимо отметить следующие документы [2, 3]:

• Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века.

• Энергетическая стратегия России на период до 2020 года.

• Федеральная целевая программа «Энергоэффективная экономика».

• Инвестиционная программа электроэнергетики России до 2015 года, включающая инвестиционную программу развития атомной энергетики.

В соответствии с указанными директивными документами, целевой задачей атомной энергетики является повышение эффективности производства при обеспечении современного уровня безопасности.

Анализ программных документов развития атомной энергетики показывает, что в ближайший период необходимо решить задачу выбора и обоснования конфигурации новых проектов АЭС с ВВЭР и прежде всего, определить технические решения и меры, повышающие безопасность новых проектов.

Достижение безопасной работы АЭС необходимо для действующих сейчас в мире значительного числа АЭС, но особенно, для вновь создаваемых АЭС.

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала. Новые АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивно) и не зависят от ошибок персонала.

Рассматривая, как решались проблемы безопасности в процессе развития атомной энергетики можно отметить следующие:

- толкование термина безопасность и содержание технологических целей для ее достижения решалось и углублялось в ходе самого процесса развития атомной энергетики. Этот процесс имеет место и сейчас. Можно ожидать смещения целей безопасности АЭС 21 века в сторону реализации технологий внутренней самозащищенности энергетических реакторов, хотя сейчас таких требований регулирующие органы и нормативно-технические документы не предъявляют;

- хорошо заметна динамика целей в ретроспективе: принципы и цели глубокоэшелонированной защиты возникли именно тогда, когда созрели соответствующие концепции и технологии. Тоже можно ожидать с пассивными технологиями и др. Каждому этапу развития атомной энергетики соответствует та отметка на шкале безопасности, которую может обеспечить уровень развития науки и техники, т.е. в пределах каждого этапа развития реализуется предельно возможный и экономически целесообразный уровень безопасности;

- действующие в настоящее время блоки АЭС будут продолжать работу, если экономически целесообразны меры, позволяющие скомпенсировать отклонения от требований новых нормативных документов, которые в свою очередь будут соответствовать достигнутому уровню науки и техники.

Атомные станции 21 века - это источник энергии, обладающий, по крайней мере, следующими свойствами:

- экономичность производства электроэнергии и/или тепла по сравнению с альтернативными источниками;

- безопасность производства, выражающаяся в отсутствии превышения индексов отрицательных воздействий на окружающую среду и/или ограничения жизнедеятельности населения на территории за оградой промплощадки АЭС при любых возможных ситуациях;

- низкая чувствительность к человеческому фактору;

- высокая надежность производства энергии, в том числе в условиях особых природных явлений, техногенных и социальных событий;

- способность экономичной работы в пиковой и полупиковой частях графика нагрузок, поддержание в требуемых пределах частоты и мощности в энергосистемах.

Развитие атомной энергетики осуществляется на основе использования опыта эксплуатации блоков-предшественников. На основе этого опыта в России сформирована хорошая нормативная, научно-экспериментальная и промышленная базы. Сформированы коллективы, обладающие опытными высококвалифицированными кадрами.

Российская атомная энергетика способна решать вопросы, которые ставит перед ней 21 век.

Решение проблемы повышения безопасности АЭС, прежде всего, должно основываться на результатах разработок проектов, выполненных российскими организациями за последние полтора десятилетия. В период после Чернобыльской катастрофы и до настоящего времени разработан ряд концептуальных проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощностью с повышенными характеристиками по безопасности. Установки с реакторами данного типа обладают свойствами самозащищенности от реактивностных аварий и возможности отвода тепла при естественной циркуляции теплоносителя, что создает необходимые предпосылки для создания на базе ВВЭР усовершенствованных АЭС. К проектам РУ нового поколения средней мощности относятся АЭС с ВВЭР-640, ВПБР-600. К проектам АЭС большой мощности на базе ВВЭР-1000 относятся проекты АЭС-91/99, АЭС-92 и РУ 484.

При разработке этих проектов рассматривался широкий спектр проблем обеспечения безопасности, включая вопросы хранения и транспортировки топлива, обращения с жидкими радиоактивными отходами и т. д. Однако центральной проблемой являлось обеспечение выполнения основных критериев по суммарной вероятности тяжелого повреждения активной зоны и превышения предельного аварийного выброса.

В настоящий период по российским проектам за рубежом строится 5 энергоблоков с реакторами ВВЭР-1000 в Китае, Иране и Индии. В основу технических решений по обеспечению безопасности двух энергоблоков АЭС в Китае положена концепция АЭС-91/99. Два энергоблока АЭС в Индии создаются на базе концепции АЭС-92. Опыт лицензирования этих проектов в надзорных органах Китая и Индии, результаты экспертизы МАГАТЭ имеют большое значение для выбора рациональных решений по обеспечению безопасности будущих АЭС с ВВЭР.

В данной работе представлены результаты исследований, выполненных в Государственном научном центре Российской федерации - Физико-Энергетическом институте в рамках обоснования проектных функций пассивных систем безопасности нового поколения АЭС с ВВЭР-640, АЭС-92, АЭС-91/99 с ВВЭР-1000. Эти исследования выполнялись в содружестве с ведущими организациями Минатома и Российскими научными центрами - ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва), НИТИ (г. Сосновый Бор), ГНИИПКИ Атомэнергопроект (г. Москва), СПбАЭП (г. Санкт-Петербург).

Актуальность темы

Принципиальное различие в обеспечении безопасности действующих и вновь проектируемых АЭС заключается в том, что в существующих АЭС безопасность достигается при помощи энергозависимых (активных) систем и зависит от квалификации обслуживающего персонала.

В новых АЭС используют для обеспечения безопасности физические процессы, протекающие в оборудовании без энергоподвода (пассивные) и они не зависят от действий персонала.

В целях достижения приемлемого уровня самозащищенности в проекты реакторных установок нового поколения внесены принципиально новые системы -пассивные системы безопасности.

В настоящей диссертационной работе представлены результаты исследований, выполненных автором в рамках исследовательских работ по обоснованию проектных функций пассивных систем безопасности АЭС с ВВЭР нового поколения.

Цель работы

Целью работы является экспериментальное и расчетно-аналитическое обоснование существующих и перспективных технических решений повышения безопасности, разработка и комплексное обоснование концептуальных подходов к повышению безопасности, разработка рекомендаций по выбору характеристик и расчету технических средств обеспечения безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР.

Научная новизна

1 Предложены и обоснованы комплексные подходы к обеспечению выполнения требований по основным показателям безопасности АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных систем безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями.

2 Проведено расчетно-экспериментальное обоснование проектных функций системы аварийного залива активной зоны ГЕ-2 и экспериментально доказана ее работоспособность.

3 Впервые получены экспериментальные данные по устойчивости работы системы отвода тепла от защитной оболочки при различных уровнях мощности.

4 Исследованы особенности течений в сбросных горизонтальных трубопроводах системы отвода тепла, подключенных к баку отвода тепла, и выработана рекомендация как исключить условия возникновения гидроударов и повысить устойчивость системы.

5 Выполнен расчетно-экспериментальный анализ решения проблемы удержания расплава активной зоны в корпусе реактора при тяжелых авариях.

6 Выполнены расчетно-экспериментальные исследования в обоснование удержания расплава кориума в устройстве локализации.

Практическая ценность работы

Предложены обоснованные рекомендации по повышению безопасности в конкретных проектах АЭС с ВВЭР средней и большой мощности.

Эти рекомендации реализованы во вновь проектируемых АЭС - 92 , АЭС «Куданкулам».

Предмет защиты

Автор защищает:

• Рекомендации по повышению основных показателей безопасности для новых проектов АЭС с ВВЭР средней и большой мощности на основе внедрения пассивных технических средств безопасности и технических средств управления тяжелыми авариями;

• Результаты экспериментальных исследований пассивных систем отвода тепла от парогенераторов и защитной оболочки и рекомендации по замыкающим соотношениям для расчетных кодов;

• Обоснование работоспособности системы ГЕ-2.

• Результаты расчетно-экспериментального исследования гидродинамики и теплообмена в горизонтальных трубах и системах бак-труба;

• Результаты расчетного анализа удержания расплава активной зоны в пределах корпуса реактора при тяжелых авариях для АЭС с ВВЭР средней мощности;

• Результаты исследований устройства удержания расплава в пределах шахты.

Достоверность основных научных положений и выводов базируется на использовании апробированных расчетных методик, подтвержденных экспериментально и опытом эксплуатации.

Личный вклад автора.

Автор в течение длительного периода принимал непосредственное участие в формировании научно-концептуальных положений по обеспечению безопасности проектов АЭС с ВВЭР-640 в г. Сосновый Бор, НВ АЭС-2, АЭС «Куданкулам» в Индии и Тяньваньской АЭС с ВВЭР-1000 в Китае, в разработке расчетных и экспериментальных исследований в обоснование технических средств безопасности. Как исполнитель, а затем как руководитель участвовал на всех этапах работ, положенных в основу представленной диссертации.

14

Апробация материалов диссертации.

Результаты работы докладывались на всероссийских и международных конференциях и совещаниях в Москве, Санкт-Петербурге, Подольске, Обнинске, Удомле, Брюсселе, Праге, Ницце, Балтиморе, Арлингтоне.

Настоящая диссертация обобщает результаты многолетней работы большого коллектива под руководством автора. Без активной работы сотрудников отдела проблем безопасности атомных станций с водоохлаждаемыми реакторами она была бы невозможна.

Выражаю признательность директору института тепломассообменных процессов в ЯЭУ доктору технических наук А.Д. Ефанову за инициирование и постоянную поддержку, а также Ремизову О.В. за ценные советы и помощь при оформлении диссертации.

Много сделали службы отделения и ГНЦ РФ-ФЭИ для сооружения стендов, им автор выражает особую благодарность.