Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», 23

International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
Анализы водородной ситуации в конфайнменте АЭС с ВВЭР-440/230 для
запроектных аварий
В.В.Безлепкин , С.Е.Семашко, С.В.Светлов, В.Г.Сидоров, И.М.Ивков,
Ю.Ю.Петров, В.О.Кухтевич, Ю.В.Крылов, Т.Г. Варданидзе
Санкт-Петербургский институт «Атомэнергопроект» (ФГУП «СПбАЭП»)
1. Введение
В данной статье приведены результаты расчетных исследований, которые легли в
основу обоснования системы удаления водорода на базе пассивных каталитических
рекомбинаторов водорода (ПКРВ) и системы контроля концентрации водорода в
конфайнменте блоков Кольской АЭС с ВВЭР-440/230. В частности, рассмотрены
результаты расчетных анализов по выходам массы, энергии и водорода при
протекании тяжелых запроектных аварий, по распространению водорода в
герметичных помещениях (ГП) конфайнмента. Рассмотрены результаты расчетов для
наиболее значимых с точки зрения анализа водородной безопасности тяжелых аварий.
Расчеты по выходу массы, энергии и водорода из РУ при вышеперечисленных
сценариях выполнены по программному комплексу РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ [1].
Расчеты по изменению параметров среды внутри герметичных помещений
проводились по программе КУПОЛ-М [3].
По результатам расчетных исследований сделан выбор количества и мест
размещения пассивных каталитических рекомбинаторов водорода (ПКРВ) и датчиков
системы контроля концентрации водорода в конфайнменте.
В качестве основных элементов системы удаления водорода были выбраны ПКРВ
марки РВК, разработанные Всероссийским теплотехническим институтом (Москва) и
компанией «Новые русские технологии».
Основными элементами системы контроля концентраций были выбраны датчики
водорода
и
кислорода, разработанные
в Физико-энергетическом
институте
(г.Обнинск).
2 Выход массы, энергии и водорода при протекании тяжелых аварий
Для обоснования водородной безопасности необходимо рассматривать аварии,
сопровождающиеся максимальными пиковыми и интегральными выбросами водорода в
конфайнмент.
При проектных авариях не создаются условия для возникновения
пароциркониевой реакции в активной зоне реактора. Внутрикорпусные источники
1
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
водорода формируются за счет содержания растворенного водорода в теплоносителе 1
контура, разложения гидразина и аммиака в теплоносителе и радиолиза пара и воды в
реакторе. Количество и темпы поступления водорода при этом незначительны.
Из запроектных аварий наибольшую опасность представляют тяжелые аварии с
повреждением а.з., сопровождающиеся окислительными реакциями с цирконием и сталью
с выделением водорода.
В соответствии с принятой международной практикой оценку последствий
запроектных аварий рекомендуется проводить с использованием реалистического
подхода и кодов улучшенной оценки. Исходные данные должны находиться в
диапазонах реалистичных значений, а физические модели расчетных кодов должны
соответствовать моделям, принятым в международной практике. При выполнении
расчетного анализа тяжелых аварий необходимо не только учитывать большой спектр
конкретных
физических
явлений,
но
и
обеспечить
взаимосогласованное
моделирование теплогидравлических и физико-химических процессов в рамках
сквозного моделирования всех стадий аварии.
Для адекватного моделирования этих явлений в настоящее время разработан
российский интегральный код РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ, включающий в себя:
•
код
РАТЕГ,
предназначенный
для
моделирования
полноконтурной
двухжидкостной теплогидравлики в РУ;
•
программный пакет СВЕЧА [2], позволяющий на ранней фазе разрушения а.з.
детально описать динамику ее разогрева и изменения геометрии;
•
код ГЕФЕСТ, предназначенный для самосогласованного моделирования
теплофизических явлений в кориуме и термомеханического поведения корпуса
реактора.
•
Системный теплогидравлический код РАТЕГ предназначен для численного
моделирования нормальных и аварийных режимов работы ядерных энергетических
установок (ЯЭУ) и других теплогидравлических систем различного типа.
Перенос тепла в элементах конструкции может рассчитываться как в одномерном,
так и в двумерном приближении. Двумерное приближение бывает необходимым при
моделировании процессов с большими градиентами температуры в таких тепловых
элементах, где нельзя пренебречь аксиальным теплопереносом.
С помощью пакета СВЕЧА детально моделируются физические и химические
процессы, происходящие в а.з. (и приводящие, в конечном счете, к ее разрушению),
причем для этой цели вместо подхода, основанного на использовании эмпирических
корреляций, применяются уравнения, базирующиеся на общих физических
2
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
принципах.
Модуль ГЕФЕСТ предназначен для моделирования процессов, происходящих в
нижней камере смешения на поздней стадии тяжелой аварии, когда материалы
разрушенной активной зоны перемещаются в НКС.
Расчетная схема РУ ВВЭР-440/В-230, приведенная на рис.1 , представляет собой
трехпетлевую схему (1 петля, сдвоенная, тройная петля). Работа основных систем
безопасности моделировалась с учетом возможных отказов систем и оборудования и мер
по управлению аварией.
IPU1_PRZ
KTB20_P
PRZ_M
KTB20_P
KBT20_HC_1
KBT20_CC_1
SG_TUBES-U_1 (2544)
SG_HC-U_1
PRZ_I
SURGE_LINE_3
HOT1_1
SG_CC-L_1
SG_TUBE-L_1 (1270)
SG_IN_1
HOT1_SAP
SG_CC-L-M_1
SG_TUBES-L_1 (1270)
SG_HC-L_1
MF_PRIM_A_1
SAP_1_1
VESSEL_OUTLET
SG_CC-M_1
SG_TUBE-M_1 (1722)
SG_HC-L-M_1
SURGE_LINE_1
SG_CC-M-U_1
SG_TUBES-M_1 (1722)
SG_HC-M_1
SURGE_LINE_2
SG_CC-U_1
SG_TUBE-U_1 (2544)
SG_HC-M-U_1
5.38
2.32
HOT1_1_IN
HO
T2
_
SG_OUT_1
PRZ_SL_1
1.8
DUMMY_PRZ
HOT4_1
1
HOT3_1
HOT3_1
0.92
HOT_ГЗЗ_1
COLD5_1
COLD5_00
BREAK_RU
BREAK_PUMP
COLD5_1
COLD4_1
COLD_WALL_3
COLD_WALL_4
BREAK
KTB20_P
BREAK_2
WALL_7
K_2
0.92
KTB20_P
COLD2_1
Условные обозначения:
канал
1.10
PUMP1
COLD3_1
COLD6_1
COLD1_1
HOT_WALL_1 (2)
VESSEL_INLET
KTB20_P
COLD_WALL_1
PRZ_HEATER (400)
IPU2_PRZ
PRZ_WALL_
PRZ_U
KTB20_P
-0.6
COLD_WALL_2
камера
граничное условие
канал нулевой длины
тепловой элемент
Рис. 1. Нодализационная схема петли главного циркуляционного контура с
разрывом
Результаты расчетов тяжелой аварии - течь 1-го контура Ду 20 мм в сочетании с
отказом системы аварийной подпитки, полученные по коду РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ,
представлены на рисунках 2-5.
Отличительной особенностью данной тяжелой аварии для АЭС с ВВЭР-440/230
является относительно небольшие пиковые выбросы водорода и максимальный
интегральный выход водорода из РУ на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии.
Данная авария характеризуется очень медленным выкипанием теплоносителя 1
контура и отводом тепла через второй.
Начало интенсивной генерации водорода наблюдается после достижения
температуры оболочек твэл ~1500 К в верхней части а.з.
По мере роста температуры твэл начинает расти давление газа под оболочкой твэл и
3
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
происходит вскрытие оболочек в верхней части активной зоны. Вскрытие оболочек
обеспечивает доступ пара внутрь твэл и, как следствие, начало двустороннего
окисления оболочек и дальнейший рост температуры. Примерно в это же время
начинается разрушение органов СУЗ (при температуре выше 1500 К). При достижении
температуры оболочек 1700 К начинается бурная окислительная реакция, приводящая к
сильному росту температуры оболочек твэл. Скорость генерации водорода в этой фазе
аварии максимальна и составляет не более 0.04 кг/с.
Расчет выполнен для ~ 2 суток прохождения аварии. При достижении момента
времени ~ 45000 с начинается плавление оболочек ТВЭЛ, а затем и топлива.
Происходит поступление расплавленных материалов на днище корпуса реактора, где
материал остывает за счет большого количества теплоносителя в нижней части
реакторной установки.
Второй определяющей тяжелой аварией для блоков АЭС с ВВЭР-440/230 является
тяжелая авария - разрыв ГЦТ Ду 500 мм у входного патрубка реактора с двусторонним
истечением теплоносителя. Отличительной особенностью данной тяжелой аварии для АЭС
с ВВЭР-440/230 является максимальные пиковые выбросы водорода из РУ.
Результаты расчета протекания аварии приведены на Рисунках 6-9.
После наступления исходного события происходит выброс большого количества
теплоносителя через разрыв и резкое снижение уровня теплоносителя в активной зоне.
По мере уменьшения массы теплоносителя падает его уровень в реакторе, и к
моменту времени 50 с происходит осушение активной зоны реактора.
При снижении уровня теплоносителя в корпусе реактора ниже верхней кромки
активной зоны и выравнивании массового уровня теплоносителя в шахте реактора и
опускной камере начинается разогрев твэл в верхней части активной зоны. Затем, с
некоторой
задержкой,
обусловленной
динамикой
падения
уровня,
начинает
разогреваться средняя, а затем и нижняя части активной зоны.
Расплавленный цирконий с некоторым содержанием оксида циркония и сталь
начинают перемещаться в нижние участки а.з. и НКС, где и происходит застывание.
Вследствие заполнения активной зоны водой из системы аварийного ввода бора
температура тепловых элементов а.з. начинает снижаться. Массовый уровень в
активной зоне растет до величины 2 м, при котором происходит стабилизация
теплогидравлических параметров 1 контура РУ.
4
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
3
1.4E+007
1.2E+007
2
Level (m)
Pressure (Pà)
1.0E+007
8.0E+006
6.0E+006
1
4.0E+006
2.0E+006
0
0.0E+000
0
20000
40000
Time (s)
0
60000
Рис. 2- Течь Ду 20 мм. Давление в 1 контуре
20000
40000
Time (s)
60000
Рис. 3- Течь Ду 20 мм. Массовый уровень в
а.з.
3000
800.0
2000
Ì àññà (ê ã)
Òemperature (Ê )
600.0
400.0
1000
200.0
0
0.0
0
40000
80000
120000 160000
0
40000
Time (s)
Рис. 4- Течь Ду 20 мм. Температуры оболочек
ТВЭЛ 216 ТВС по высоте: 1 -Tw1, 2-Tw4, 3Tw7, 4-Tw10
80000 120000 160000
Âðåì ÿ (ñ)
Рис. 5- Течь эквивалентным диаметром Ду
20 мм. Интегральная наработка водорода
3
1.4E+007
1.2E+007
2
Level (m)
Pressure (Pà)
1.0E+007
8.0E+006
6.0E+006
1
4.0E+006
2.0E+006
0
0.0E+000
0
1000
2000
3000
4000
5000
Time (s)
Рис. 6- Течь Ду 500 мм. Давление в 1 контуре
0
1000
2000 3000
Time (s)
4000
5000
Рис. 7- Течь Ду 500 мм. Массовый уровень
в а.з.
5
3000
300.0
2000
200.0
M ass (kg)
Òemperature (Ê )
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
1000
100.0
0
0.0
0
1000
2000
3000
Time (s)
0
1000
2000 3000
Time (s)
4000
5000
Рис. 8 - Течь Ду 500 мм. Температуры
Рис. 9 - Течь Ду 500 мм. Интегральная
оболочек ТВЭЛ 216 ТВС по высоте: 1 -Tw1, 2- наработка водорода
Tw4, 3-Tw7, 4-Tw10
При оценках дополнительных источников водорода для тяжелой аварии на АЭС с
ВВЭР-440/В-230 были рассмотрены следующие не основные источники:
•
радиолиз внутриконтурного теплоносителя;
•
радиолиз воды в герметичных помещениях;
•
разложение гидразина и аммиака, содержащихся в растворе, подаваемом
спринклерной системой;
•
коррозия нержавеющей стали, не защищенной лакокрасочными покрытиями;
•
радиационно-термическое
разрушение
защитных
эпоксидных
и
органосиликатных покрытий;
•
коррозия углеродистой стали и алюминиевых слоев при повреждении
защитных покрытий;
• радиолиз пара в атмосфере герметичных помещений.
Оценка дополнительных источников водорода показала, что их вклад в общее
количество водорода, выделившегося в ходе тяжелой аварии, незначителен,
максимальный расход водорода не превышает 2*10-3 кг/с. Оценка выхода водорода за счет
возможного взаимодействия кориума с бетоном шахты не проводилась.
3 Анализ распространения и возможных режимов горения водорода в системе
герметичных помещений
При анализе распространения водорода и изменения параметров среды в системе
герметичных помещений была создана модель конфайнмента для 2 блока Кольской АЭС.
Расчетные обоснования выполнялись для двух тяжелых аварий:
•
Течь 1-го контура Ду 20 мм в сочетании с отказом системы аварийной
6
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
подпитки;
•
разрыв ГЦТ Ду 500 мм у входного патрубка реактора с двусторонним
истечением теплоносителя.
Расчеты выполнены с использованием российского кода КУПОЛ-М. Граничные
условия в виде выходов массы, энергии и водорода при вышеперечисленных
сценариях определялись по программному комплексу РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ.
Расчетные исследования выполнены для достижения следующих основных целей:
•
установление особенностей распространения водорода и возможностей
образования взрывоопасных концентраций в СГП для различных аварий;
•
выявление вероятных мест образования повышенных концентраций водорода,
представляющих потенциальную опасность для целостности конфайнмента;
•
исследование особенностей контроля и управления водородной ситуацией в
конфайнменте при авариях с плавлением A3.
•
выбор
количества
и
мест
размещения
пассивных
каталитических
рекомбинаторов водорода (ПКРВ)
•
выбор
количества
и
мест размещения
датчиков
системы
контроля
концентрации водорода в системе герметичных помещений.
Код КУПОЛ-М предназначен для расчета термодинамических параметров среды в
герметичных помещениях АЭС с ВВЭР при авариях с разрывом трубопроводов и течью
теплоносителя внутри зоны локализации аварии. Рассчитываются следующие основные
величины:
•
изменение во времени температуры и давления газа в помещениях ЗО;
•
нестационарное распределение температуры в стенах и оборудовании;
•
временные зависимости плотности азота, кислорода, пара и водорода в
помещениях ЗО;
•
интенсивность конденсации пара и температура образующегося конденсата
в каждом помещении ЗО;
•
температура воды, поступающей в приямки;
•
расходы газовой смеси в проходках между помещениями.
При расчете учитываются эффекты нестационарного тепломассопереноса газовой
смеси, объемной и поверхностной конденсации пара, естественной конвекции газовой
смеси;
моделируется
функционирование
пассивных
каталитических
рекомбинаторов водорода.
Система герметичных помещений (конфайнмент) блока АЭС с ВВЭР-440/230
предназначена для локализации парогазовой смеси при аварии с течью теплоносителя 1-го
7
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
контура, включая аварию с гильотинным разрывом ГЦТ и двусторонним истечением
теплоносителя.
В герметичных помещениях размещается оборудование 1-го контура и
технологических систем, связанных с ним. Стены и перекрытия помещений
выполнены из монолитного железобетона, являющегося силовым элементом, и
биологической защиты.
Расчетная схема описывает систему герметичных помещений взаимосвязанными
контрольными объемами, каждый из которых может иметь несколько связей с
другими объемами или с окружающей средой. Предполагается, что газо-капельная среда
в контрольном объеме идеально перемешана, т.е. определяются средние параметры
среды в каждом объеме.
Через связи контрольных объемов осуществляется перенос газовой смеси.
Контрольные объемы отделены друг от друга и окружающей среды плоскими
многослойными стенками - тепловыми структурами, моделирующими реальные
строительные конструкции.
Помимо строительных конструкций тепловыми структурами моделируются
металлоконструкции и оборудование.
Анализ распространения и накопления водорода в помещениях СГП показал, что
отсутствие мер по управлению водородной ситуацией может привести к образованию
горючих смесей с возможностью медленного и быстрого горения (а в некоторых случаях
и детонации) в достаточно больших объемах. Их случайное возгорание представляет
угрозу оборудованию и строительным конструкциям АЭС. Для исключения подобных
ситуаций необходимо использовать систему удаления водорода, основанную на
пассивных каталитических рекомбинаторах. Международный опыт использования
таких систем показывает, что при оптимальном размещении элементов системы в
помещениях возможно снижение концентрации водорода ниже уровня, достаточного для
реализации быстрого горения и детонации.
В качестве основных элементов системы удаления водорода были выбраны
российские
пассивные
каталитические
рекомбинаторы
РВК-500,
разработанные
специалистами ОАО ВТИ. Характеристики ПКРВ двух типоразмеров сведены в
таблицу 1, общий вид ПКРВ РВК-500 разработки ВТИ приведен на рисунке 11.
8
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
Таблица 1
Характеристики рекомбинаторов ВТИ
Тип рекомбинатора
РВК-65
РВК-500
Высота, мм
730
850
Размер в плане, мм
125x155
170x330
70x100
170x330
4.5
23
0.009
0.068
Поперечное сечение
корпуса
Масса, кг
Производительность, г/с
Рис.11.
Авария с разрывом ГЦТ Ду 500 мм у входного патрубка реактора с двусторонним
истечением теплоносителя является определяющей для выбора производительности
системы. Это связано с тем, что, хотя авария с большой течью и имеет меньшую, по
сравнению с аварией с течью 1-го контура Ду 20 мм в сочетании с отказом системы
аварийной
подпитки,
величину
интегрального
выхода
водорода,
однако
характеризуется мощными кратковременными его выбросами, в период которых
наблюдается образование горючих смесей. В целом же, в период выхода водорода при
данной аварии имеет место достаточно равномерное его распределение по
герметичным помещениям за исключением тех объемов, в которые направлен выброс (как
9
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
правило, это отсеки помещения парогенераторов и помещение барботажного бака). В
связи с этим, за основной принцип размещения рекомбинаторов было выбрано
обеспечение приблизительно равномерной их производительности по помещениям.
Исключение составили отсеки помещения парогенераторов, компенсатора объема и
помещение барботажного бака, которые являются зоной повышенной концентрации
водорода.
На основе имеющихся результатов расчетов аварии с большой течью
теплоносителя был проведен ряд расчетов с различными вариантами расстановки
рекомбинаторов по герметичным помещениям. На последующих этапах путем анализа
результатов расчетов аварий с различными вариантами расстановки рекомбинаторов по
помещениям и варьирования их числа был выбран оптимальный вариант их
расположения.
На рисунке 12 приведен вариант расстановки элементов системы удаления
водорода на базе ПКРВ РВК-500.
Рис. 12.
На рисунках 13 - 14 представлены результаты расчетного анализа аварии с
большой течью Ду 500 как без учета, так и с учетом работы ПКРВ. Расчеты проводились
при функционировании спринклерной системы.
10
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
Водород
Кислород
Пар
Рис. 13. Концентрации газовых компонент в помещении ПГ выше отметки 9.6 м
1-безПКРВ, 2-сПКРВ
Водород
Кислород
Пар
Рис. 14. Концентрации газовых компонент в помещении компенсатора объема
1-безПКРВ, 2-сПКРВ
Анализ режимов горения водорода в помещениях конфайнмента
на
определенный момент времени для рассматриваемых аварийных режимов проводился с
помощью диаграмм, на которых выделены три области горения: медленное горение,
быстрая дефлаграция и детонация. Каждому из этих режимов при заданных начальных
значениях давления, температуры (и других исходных параметров, которыми могут
быть: содержание кислорода в воздухе, характерный размер) соответствуют
определенные области концентраций H2 и H2O (пар), разделенные концентрационными
пределами – линиями на координатной плоскости: концентрация H2; концентрация
H2O. Ситуация в рассматриваемом помещении выделена крестом.
На рисунках 15 -18 представлены диаграммы возможных режимов горения в
помещениях без учета и с учетом работы ПКРВ.
11
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
Рис. 15 Наличие горения в помещении
компенсатора объема без ПКРВ.
Большая течью Ду 500.
Рис. 16 Отсутствие горения в помещении
компенсатора объема с ПКРВ.
Большая течь Ду 500.
Рис. 17 Наличие горения в помещении ПГ выше
Рис. 18 Отсутствие горения в помещении ПГ
отметки 9.6 м без ПКРВ.
выше отметки 9.6 м с ПКРВ.
Большая течью Ду 500.
Большая течь Ду 500.
Для определяющей аварии после пикового выброса парогазовой среды наблюдается
устойчивое снижение концентрации водорода в герметичных помещениях вследствие
функционирования системы удаления водорода на базе ПКРВ.
Эффективность действия системы удаления водорода приводит к тому, что уже к
5000-й секунде (момент прекращения поступления водорода из РУ) локальная
концентрация водорода в системе герметичных помещений не превышает 2 %.
Анализ
возможных
режимов
горения
водорода
при
условии
работы
рекомбинаторов РВК-500 не выявил случаев образования горючих смесей на
протяжении всего времени развития аварии.
Отсутствие горения водородо-паро-воздушной среды при максимальных пиковых
концентрациях водорода в отсеках бокса ПГ объясняется также существенной
инертизацией среды паром и низким содержанием кислорода в паро-газовой смеси.
12
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
Следует отметить, расчетные исследования подтвердили, что производительности
системы удаления водорода достаточно для обеспечения безопасного прохождение аварии
с максимальным интегральным выходом водорода - малая течь 1-го контура Ду 20 мм в
сочетании с отказом системы аварийной подпитки. Анализ возможных режимов горения
водорода при условии работы системы удаления водорода не выявил случаев
образования горючих смесей на протяжении всего времени развития аварии.
4 Система контроля концентрации водорода
Система контроля концентрации водорода (СККВ) в системе герметичных
помещениях АЭС с ВВЭР-440/230 предназначена для контроля концентрации
водорода в паро-воздушной среде при нормальной эксплуатации, а также всех
проектных и тяжелых запроектных авариях.
В функции СККВ входит:
•
осуществлять непрерывный контроль концентрации водорода в герметичных
помещениях АЭС в местах наиболее вероятного его появления с представлением
информации на БЩУ и РЩУ;
•
при протекании проектной аварии при превышении в контрольных точках
установленного
в
проекте
значения
концентрации
водорода
формировать
соответствующие сигналы на средства сигнализации, расположенные на БЩУ и
РЩУ;
•
при протекании запроектной аварии предоставлять на БЩУ информацию о
водородной взрывобезопасности (наличии либо отсутствии горючих смесей на данной
стадии протекания аварии) и формировать соответствующие сигналы на средства
сигнализации, расположенные на БЩУ и РЩУ, для каждого из возможных режимов
горения (медленная дефлаграция, быстрая дефлаграция, детонация);
•
помочь оператору управлять ходом протекания запроектной аварии согласно
требованиям аварийных инструкций,
направленным на предотвращение режимов
горения водорода (детонация- дефлаграция), которые могут вызвать нарушение
целостности конфайнмента.
На основании расчетных анализов распространения и накопления водорода в
различных помещениях конфайнмента при протекании определяющих тяжелых аварий
были выбраны места и оптимальное количество элементов системы контроля водорода
Для системы СККВ предлагается два независимых канала измерения.
Каждый канал измерения состоит из газоанализаторов водорода, газоанализатора
13
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
водорода-кислорода, датчика давления, датчиков температуры и аппаратно-программного
анализатора.
Основными элементами системы контроля концентрации водорода являются
датчики, разработанные в ГНЦ РФ ФЭИ :
• газоанализаторы водорода (ГВ-01);
• датчик водорода-кислорода (ГВК).
На рисунке 19 изображен датчик газоанализатора водорода.
Диапазон допустимых температур среды в
месте установки датчика, °С:
- от 0 до 200 °С - неограниченно;
- от 200 до 250 °С - в течение 1 часа;
- от 250 до 700 °С - в течение 250 с.
Допустимый состав газовой атмосферы в
помещении, % объемных:
•
воздух
- от 10 до 100;
•
водяной пар- до 100;
•
водород - до 25.
Рис. 19. Датчик газоанализатора водорода
5 Выводы
В данной статье представлены результаты расчетных исследований водородной
ситуации в герметичных помещениях конфайнмента АЭС с ВВЭР-440/230 на
внутрикорпусной стадии тяжелых аварий с плавлением активной зоны с учетом и без
учета работы системы удаления водорода.
Проведенный анализ для блоков с ВВЭР-440/230 показал, что наибольший интерес
с точки зрения водородной безопасности представляет авария с большой течью Ду 500 разрыв ГЦТ у входного патрубка реактора с двусторонним истечением теплоносителя.
Она
характеризуется
мощными
кратковременными
выбросами
водорода
при
существенно меньшей (по сравнению с аварией с малой течью) величине интегрального
выброса. В ходе развития данной аварии возможно достижение опасных локальных
концентраций водорода (с возможностью медленного и быстрого горения) в местах
14
International Nuclear Forum "NUCLEAR POWER AND ENVIRONMENT",
organized by Bulgarian Atomic Forum,2 - 4 June 2006, Varna
непосредственной близости к источнику течи. При этом максимальный объем боксов, в
которых возможно возникновение быстрого горения, сопоставим с объемами основных
помещений.
При аварии с малой течью 1-го контура Ду 20 и отказом системы аварийной
подпитки, пиковые выбросы водорода существенно меньше по величине, чем пики при
аварии с большой течью Ду 500, однако интегральный выброс водорода в СГП
существенно больше.
Таким образом, производительность системы удаления водорода выбиралась с
одной стороны, с учетом возможных пиковых выбросов водорода, с другой стороны - с
учетом необходимости удаления больших объемов водорода в течение длительного
времени.
Анализ различных вариантов расстановки рекомбинаторов позволил разместить
ПКРВ таким образом, что при протекании рассматриваемых аварий концентрация
водорода в смеси с водяным паром и воздухом оказалась ниже концентрационных
пределов распространения пламени во всем расчетном диапазоне изменения
параметров среды в помещениях.
Система контроля концентраций построена таким образом, чтобы предоставить
оператору максимально точную информацию об изменении концентраций водорода в СГП.
Датчики расположены в местах наиболее вероятного появления водорода, которые были
определены по результатам расчетного анализа.
Таким образом, меры подавления и контроля водорода, рекомендуемые на основе
представленных
расчетных
анализов,
обеспечивают
поддержание
концентраций
водорода на уровнях, удовлетворяющих критериям водородной безопасности.
Список литературы
1
2
3
Безлепкин В.В, Кухтевич В.О., Сидоров В.Г., Васильев А.Д., Киселев А.Е.,
Кобелев Г.В., Семенов В.Н., Стрижев В.Ф., Воронова О.А., Данилов Ю.Ф.,
Самигулин М.С., Девкин А.С., Проклов В.Б., Пылев С.С., Томащик. Д.Ю.
Состояние разработки кода РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ для описания процессов
деградации активной зоны при тяжелых авариях. Сб. Трудов 2 Всероссийской
научно-практической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»
г. Подольск, 19-23 ноября 2001 г.
Вещунов М.С., Киселев А.Е., Стрижев Ю.Ф. Пакет программ СВЕЧА –
моделирование процессов разрушения элементов конструкций РУ ВВЭР-1000
на внутрикорпусной стадии запроектной аварии. Сб. Трудов научнопрактического семинара «Вопросы безопасности АЭС С ВВЭР», СПБ, 12-14
сентября 2000 г.
Программное средство КУПОЛ-М. Версия 1.10. Методика расчета. Отчет ГНЦ
РФ ФЭИ, ГУП Теплофизический центр ФЭИ. Инв. № 82022/2, 2002г.
15