ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г.
advertisement
9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС ТРАП-КС ДЛЯ АНАЛИЗА ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ И НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ РУ С ВВЭР В АВАРИЙНЫХ РЕЖИМАХ С.И. Зайцев, Ю.В. Беляев, М.О.Закутаев, М.А. Быков ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия Введение Программный комплекс «Теплогидравлические расчеты нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР» ТРАП-КС предназначен для расчета параметров теплоносителя в первом и втором контурах и температурного режима в активной зоне энергетических установок с ВВЭР в аварийных и переходных режимах с учетом взаимного влияния нейтроннофизических и теплогидравлических процессов в реакторе и защитной оболочке. Программный комплекс ТРАП-КС является результатом модернизации аттестованного в 1999 г. комплекса ТРАП-97, в данной версии аттестован в 2015. Основанием для модернизации комплекса ТРАП-97 послужили разработка новых систем безопасности, опыт его эксплуатации, замечания экспертов и ограничения в аттестационных паспортах на применение комплекса при обосновании безопасности блоков в части: анализа реактивностных аварий; аварий с несимметричной работой циркуляционных петель; использования в проектах новых пассивных систем безопасности; Комплекс существенно ориентирован на расчет процессов в АЭС с РУ типа ВВЭР. Создавался и модернизировался в процессе разработки отечественных проектов РУ с ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и его последующих поколений. Является основным инструментом организации Главного Конструктора РУ с ВВЭР для выполнении теплогидравлических расчетов нестационарных режимов при обосновании работоспособности и безопасности АЭС с ВВЭР. Состав программного комплекса Программный комплекс ТРАП-КС имеет модульную структуру. Использование модульной структуры при создании комплекса вызвано необходимостью решения системы дифференциальных уравнений, описывающих взаимодействие процессов, характеризующихся различными постоянными времени: - уравнения нейтронной кинетики в активной зоне (порядка 10-5 с); - уравнения теплопроводности в топливе, трубном пучке парогенераторов и конструкциях РУ и ЗО (от секунд до нескольких часов); - уравнения теплогидравлики для теплоносителя, описывающие процессы в элементах оборудования (трубопроводы, сосуды) в однофазной и двухфазной области (от 10-3 с до нескольких секунд); - уравнения для расчета транспорта неконденсирующихся газов и борной кислоты в РУ (секунды); - уравнения механики (ГЦН, элементы систем управления и защиты). При разработке каждого модуля необходимые уравнения использовались в том приближении и разрешались теми численными методами, которые достаточны для данной конкретной задачи. 1 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. Различные системы уравнений используются также при моделировании теплогидравлических процессов в РУ в различных нестационарных режимах. Структурная схема комплекса ТРАП-КС и взаимосвязи его элементов отражены на рисунке 1. ТРАП-КС ДИНАМИКА-97 ТЕЧЬ-М-97 объектные объектные модули модули сервисные сервисные модули модули Функциональные модули НАСОС НАСОС СВОЙСТВА ФОРММЛ ОХРА ВОДА-2 САОЗ ТВЭЛ-2 или АЛЬФА-2 КАНАЛ-97 КАМАЗ ЗАПИСЬ KORR, TOTEXT МАЗ-1 или КАРТА КОМПЛЕКС ПРОГРАММ ДЛЯ ПОДГОТОВКИ КОНСТАНТ ДЛЯ РАСЧЕТА НЕЙТРОННОЙ КИНЕТИКИ КАМЕРА-В2 СПОТ САР ПГ СБВБ ГЕ-2 АНГАР / КУПОЛ Рисунок 1 – Структурная схема комплекса ТРАП-КС 2 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. Головными программами комплекса являются общеконтурные программы ДИНАМИКА-97 и ТЕЧЬ-М-97. Эти программы обеспечивают выполнение основных задач комплекса – расчет нестационарных режимов РУ с ВВЭР. Программа ДИНАМИКА-97 проводит расчеты нестационарных эксплуатационных режимов, режимов с нарушениями в работе оборудования (обесточивание, заклинивание главных циркуляционных насосных агрегатов, сброс или резкое увеличение нагрузки турбогенераторов, нарушения в работе систем управления и защиты реактора, компенсатора давления и др.) и аварийных режимов, не связанных с нарушениями герметичности первого контура. В программе ДИНАМИКА-97, предназначенной для расчета режимов с незначительным кипением теплоносителя используется уравнение движения, записанное в приближении несжимаемого теплоносителя. Таким образом, не рассматриваются эффекты, связанные с распространением волн давления в теплоносителе. Значение постоянной времени в этом случае определяется уже не скоростью звука в теплоносителе, а скоростью движения теплоносителя в РУ, что позволяет существенно сократить время решения задачи. В программе ТЕЧЬ-М-97, которая предназначена для расчета аварийных режимов с течами теплоносителя, используется система уравнений теплогидравлики, в которой моделируются волновые эффекты. При расчете движения пароводяной смечи в различных элементах РУ используется модель дрейфа. Это позволяет моделировать процесс встречного движения пара и воды в расчетных элементах и механизмы образования свободного уровня воды или пароводяной смеси в камерах реактора. При образовании свободного уровня в камерах, пар над уровнем может быть перегрет, а вода под уровнем – недогрета до температуры насыщения. В программах комплекса предусмотрена возможность использования различных методик и корреляций для определения скорости всплытия пара в пароводяной смеси, условий теплообмена, коэффициентов гидравлического сопротивления, моделирования процессов разделения фаз теплоносителя в камерах реактора и критического истечения пароводяной смеси. В процессе выполнения расчетов из общеконтурной программы происходит обращение к необходимым модулям комплекса в соответствии с заданными исходными данными. Среди модулей выделяются два модуля, которые включены в итерационные схемы программ ДИНАМИКА-97 и ТЕЧЬ-М-97, но могут использоваться и как самостоятельные программы для расчета процессов в активной зоне: 1) программа КАНАЛ-97 - расчёт нестационарных процессов в активной зоне ВВЭР с использованием точечной модели нейтронной кинетики; 2) программа КАМАЗ - расчёт нестационарных процессов в активной зоне ВВЭР с использованием распределенной или точечной модели нейтронной кинетики. Для моделирования процессов в оборудовании РУ используются также следующие модули: 1) модуль HАСОС - расчёт скорости вращения и напора центробежного насоса; 2) модуль САОЗ - расчёт параметров системы аварийного охлаждения активной зоны; 3) модуль ТВЭЛ-2 - расчёт температурных полей в твэлах ВВЭР в нестационарных режимах; 4) модуль AЛЬФА-2 - расчёт коэффициентов теплоотдачи и гидравлического сопротивления трения; 5) модуль МАЗ-1 - определение относительной мощности тепловыделений в активной зоне ВВЭР в нестационарных режимах; 3 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. 6) модуль ВОДА-2 - аппроксимация теплофизических свойств воды и водяного пара; 7) модуль СВОЙСТВА - расчёт теплофизических свойств воды и водяного пара; 8) модуль КАРТА – расчет поля энерговыделений в активной зоне реактора; 9) модуль КАМЕРА-В2 – расчет поля температур и концентрации бора в камерах реактора; 10) модули АНГАР/КУПОЛ – две альтернативных модели расчета параметров в защитной оболочке. В состав комплекса входят также несколько сервисных модулей - ФОРММЛ, ЗАПИСЬ, КОRR. Работа этих модулей на результаты расчетов не влияет. Модели пассивных систем безопасности СПОТ, САР ПГ, СБВБ, ГЕ-2 включены в тело общеконтурных программ. Элементы комплекса, не отмеченные на рисунке 1 затемнением, образуют комплекс ТРАП-97. Заливкой отмечены новые, включенные в комплекс элементы. Разработка программного комплекса ТРАП-КС В разработанном ранее расчетном комплексе ТРАП-97 для расчета теплогидравлической обстановки в активной зоне реактора типа ВВЭР использовался программный модуль КАНАЛ-97. Этот программный модуль позволяет проводить расчет одновременно до пяти каналов, в каждом канале рассматривается до 10 расчетных узлов по высоте обогреваемой части твэл. КАНАЛ-97 использует точечную модель нейтронной кинетики. Для использования пространственной модели нейтронной кинетики необходимо определить значения теплогидравлических параметров по высоте каждой кассеты активной зоны. Эти значения используются при определении НФХ выделенных расчетных узлов кассет. Для этого был разработан программный модуль КАМАЗ. Модуль КАМАЗ предназначен для расчета теплогидравлических и нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора. Модель теплогидравлических процессов основана на разработанной ранее в программе КАНАЛ-97 модели и позволяет проводить расчеты активных зон РУ ВВЭР с числом каналов до 500 и количеством расчетных узлов по высоте до 30. В модуле КАМАЗ используется программный модуль КАРТА с моделью трехмерной нейтронной кинетики в двухгрупповом диффузионном приближении. Программный модуль расчета нейтронной кинетики реактора в трехмерном приближении КАРТА разработан в ФГУП НИТИ имени А.П. Александрова. Помимо модели пространственной кинетики в модуле КАМАЗ предусмотрена возможность использования модели точечной кинетики. Вся предыстория, учитывающая особенности эксплуатации реактора (выгорание с учетом перегрузок), выносится на подготовительный этап, который выполняется заранее с применением традиционных методов стационарного нейтронно-физического расчета. В комплексе ТРАП-КС моделируется собственно переходный процесс с использованием заранее подготовленной библиотеки констант и распределений выгорания топлива по активной зоне в заданные моменты кампании реактора. Такая схема освобождает модуль нейтронной кинетики в комплексе ТРАП-КС от несвойственных динамическому расчетному коду проблем, связанных с разработкой и верификацией стационарных нейтроннофизических моделей. Эти задачи решаются в рамках комплекса программ САПФИР, на базе которого разработана система подготовки малогрупповых констант для программного блока пространственной нейтронной кинетики КАРТА. Главный инструмент в системе подготовки 4 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. малогрупповых констант программа нейтронно-физического расчета ячеек реакторов САПФИР_95.1, которая аттестована для применения в широкой области: водо-водяные реакторы с тепловым и промежуточным спектром (от транспортных до ВВЭР), уранграфитовые реакторы, в том числе РБМК, и др. Это обстоятельство позволяет осуществлять подготовку библиотеки малогрупповых констант для любого реактора по одной и той же схеме. На этапе подготовки групповых макроконстант описывается также топология рассматриваемого реактора и строятся расчетные схемы. Расчет межпетлевого перемешивания в камерах реактора имеет важное значение, поскольку пространственные эффекты в активной зоне во многих ситуациях связаны с неоднородностью входных возмущений по температуре теплоносителя или концентрации борного раствора. Для расчета процессов перемешивания теплоносителя в напорной и сборной камерах реактора при асимметричной работе циркуляционных петель разработан программный модуль КАМЕРА-В2. Программный модуль КАМЕРА-В2 используется программой ДИНАМИКА-97. Методика расчета процессов в камерах реактора основана на уравнениях сохранения массы и энергии теплоносителя. Перемешивание моделируется введением в уравнения энергии и изменения концентрации бора коэффициента турбулентного массообмена. Для моделирования процессов в реакторной установке при работе новых систем безопасности - ГЕ-2, СПОТ ПГ, САР ПГ, СБВБ в программы ТЕЧЬ-М-97 и ДИНАМИКА-97 внесены дополнения. В авариях с течами теплоносителя, особенно на стадии длительного расхолаживания при отказе в работе активных систем безопасности актуальным становится взаимодействие процессов в реакторной установке и защитной оболочке. Для проведения сопряженных расчетов процессов в РУ и в помещениях и боксах АЭС при течах теплоносителя из РУ в объем защитной оболочки и определения изменение теплогидравлических параметров в РУ и параметров в ЗО с учетом их взаимного влияния используется связка программ комплекса ТРАП-КС (ТЕЧЬ-М-97, ДИНАМИКА-97) с программами АНГАР или КУПОЛ-М. Расчет по программам осуществляется совместно, с учетом обратных связей через параметры, которыми обмениваются программы (потоки массы и энергии через сечение течи). Верификация программного комплекса ТРАП-КС Верификация проводилась и проводится на всем жизненном цикле в рамках как российских, так и зарубежных проектов. Тем не менее, в процессах верификации и валидации программного комплекса можно выделить три этапа. На первом этапе, с окончанием в 1999 г, проводилась верификация комплекса ТРАП-97. При верификации программ ДИНАМИКА-97 и ТЕЧЬ-М-97 программного комплекса ТРАП-97 были использованы экспериментальные данные, полученные на следующих интегральных установках: - реальные натурные блоки для реакторных установок с ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Как правило, это головные блоки АЭС, поскольку программа пусконаладочных испытаний на них проводилась в наиболее полном объеме. Привлекались также результаты некоторых аварийных ситуаций, возникавших на натурных блоках; - исследования аварий с течами теплоносителя на интегральном стенде безопасности ОКБ «ГИДРОПРЕСС»; 5 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. - участие в решении международных Стандартных Задач на интегральных стендах РМК-NVH (ЦИФИ, г. Будапешт, Венгрия), PACTEL (VTT, г. Лаппеенранта, Финляндия) и BETHSY (Ядерный центр в Гренобле, Франция). РМК-NVH и PACTEL - структурно подобны РУ с ВВЭР-440; - участие в решении Стандартных Задач на интегральном стенде ИСБ-ВВЭР (ЭНИЦ, г. Электрогорск), структурно подобен РУ с ВВЭР-1000; Для верификации математических моделей отдельных явлений использовались данные, полученные на следующих фрагментарных стендах: - MARVIKEN - стенд для исследования критических потоков при истечении теплоносителя, Швеция; - установка Эдвардса и О’Брайена (UKAEA, Великобритания) для исследования процессов истечения теплоносителя при разрыве горизонтальной трубки; - сосуд высокого давления МЭИ - измерение давления в сосуде и распределения паросодержания по высоте при истечении теплоносителя из сосуда. Для верификации процессов в активной зоне использованы экспериментальные данные со следующих стендов: - стенд кризиса ОКБ «ГИДРОПРЕСС». Проверка корреляций для расчета значений критических тепловых потоков, коэффициентов теплоотдачи и гидравлического сопротивления трения; - стенды по исследованию закризисного теплообмена и повторного залива в ГНЦ РФ ФЭИ. Этот этап завершился выпуском верификационного отчета и аттестацией программного комплекса в ГАН РФ. На втором этапе (2012 г.) - продление действия аттестационного паспорта при верификации комплекса были использованы: - результаты решения 3 Стандартных Задач по исследованию повторного залива в активной зоне на 37 стержневой сборке стенда СВД-1 в ГНЦ РФ ФЭИ; - результаты экспериментов с течами теплоносителя из первого контура на стенде ПСБ-ВВЭР (ЭНИЦ, г. Электрогорск), включая участие в решении Стандартных Задач в рамках международных проектов OECD/NEA, например, PSB-VVER Project Test 5a: LBLOCA Transient in PSB-VVER facility; - переходной режим с непосадкой одного сбросного клапана парогенератора на 1 блоке Ростовской АЭС. На основании этих результатов действие паспорта было продлено до 2019 г. На третьем этапе верификации, с окончанием в 2015 г, выполнен большой объем работ по обоснованию моделей трехмерного расчета нейтронной кинетики, моделей перемешивания теплоносителя в камерах реактора и моделей пассивных систем безопасности. Далее приведен далеко не полный перечень этих работ. Верификация программного комплекса ТРАП-КС в части моделирования трехмерной нейтронной кинетики проводилась на следующих данных: - результаты расчета стандартных задач AER; - результаты расчетов критических состояний на различных уровнях мощности для 1 блока Волгодонской АЭС; - результаты расчета тестов по определению эффективности групп ОР СУЗ и отдельных ОР СУЗ для 1 блока Волгодонской АЭС; - результаты расчета тестов по ксеноновым колебаниям при опускании регулирующей 10-й группы ОР СУЗ, при вводе борной кислоты и изменении мощности реактора на 5 % для 1 блока Волгодонской АЭС; 6 9-я МНТК «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» ОКБ «ГИДРОПРЕСС», Подольск, Россия 19-22 мая 2015 г. - результаты расчета тестов по определению эффективности ОР СУЗ по показаниям реактиметров; - разрыв паропровода ПГ для 6 блока АЭС «Козлодуй», международная стандартная проблема V1000 CT-2; - результаты расчета тестовой задачи для 3 блока Калининской АЭС (Задачи 2-3); - результаты расчета испытания с отключением одного из четырех главных циркуляционных насосных агрегатов (ГЦНА); - результаты расчета тестового режима ускоренной разгрузки блока на 2 блоке Хмельницкой АЭС. Верификация модели расчета процессов перемешивания теплоносителя в камерах реактора проводилась на результатах испытаний на натурных блоках и четырехпетлевом стенде ОКБ "ГИДРОПРЕСС". На этапе кроссверификации использовались также результаты расчетов по CFD кодам. Верификация комплекса ТРАП-КС в части моделирования пассивных систем безопасности, переноса и влияния неконденсирующихся газов на теплообмен выполнена на следующих данных: - результаты расчета экспериментов на стенда ПСБ-ВВЭР, включая эксперименты с моделированием пассивных систем безопасности (ГЕ-2, ГЕ-3, СПОТ); - результаты расчетов экспериментов по обоснованию работы пассивной системы ГЕ-2 на экспериментальных стендах ГЕ-2М, ГЕ2М-ПГ. Верификация программы ТЕЧЬ-М-97 выполнена также на экспериментах по исследованию аварийных режимов с течами теплоносителя из первого контура, включая течи с разрывом главного циркуляционного трубопровода: - эксперименты на стенде ПСБ-ВВЭР, - эксперимент на реакторе МИР-1 (НИИАР, г. Димитровград). По результатам этих работ был выпущен верификационный отчет и аттестован программный комплекс ТРАП-КС. Заключение После проведенной модернизации область применения программного комплекса ТРАП-КС значительно расширилась в сравнении с комплексом ТРАП-97. Обеспечена возможность расчета теплогидравлических и нейтронно-физических характеристик с учетом их пространственного распределения параметров в активной зоне и процессов перемешивания теплоносителя в камерах реактора при анализе режимов с не симметричной работой циркуляционных петель. Исключается этап специального обоснования консервативности результатов, полученных с использованием точечной модели кинетики для реактивностных аварий со значительной деформацией поля энерговыделений и режимах без срабатывания аварийной защиты (ATWS) с одновременным кипением в активной зоне. Включение модели пассивных систем безопасности дает возможность обоснования безопасности новых проектов РУ с ВВЭР, использующих эти системы. Использование совместного расчета параметров в РУ и ЗО обеспечивает возможность обоснования безопасности новых проектов РУ с ВВЭР в запроектных авариях с течами теплоносителя из первого контура в условиях полной потери источников переменного тока. 7
