3.8 НЕСТАЦИОНАРНЫЕ РЕЖИМЫ ДЛЯ ОБОСНОВАНИЯ ЦЕЛОСТНОСТИ КОРПУСА РЕАКТОРА
3.8.1 Режимы и явления, приводящие к тепловому удару на корпус реактора
Целостность корпуса реактора должна сохраняться на протяжении всего срока службы станции, так как его разрушение в процессе эксплуатации будет носить катастрофический характер и не существует технических мер по предотвращению последствий этого разрушения.
Целостность корпуса реактора обеспечивается запасом между его несущей нагрузочной способностью и нагрузками, действующими на корпус во время эксплуатации станции. Несущая нагрузочная способность корпуса реактора определяется его конструкцией и свойствами материала. Свойства материала корпуса реактора в процессе эксплуатации ухудшаются в результате нейтронного облучения, усталости, термического старения и других механизмов, снижающих способность корпуса противостоять хрупкому разрушению. Нагрузки, действующие на корпус реактора и которые необходимо учитывать при оценке его целостности, связаны главным образом с событиями, вызывающими быстрое охлаждение теплоносителя первого контура при высоком давлении в нем и, соответственно, приводящими к тепловому удару на корпус. Таким образом, требуется, чтобы свойства материала, конструкция и условия эксплуатации корпуса реактора были такими, чтобы обеспечить его целостность (исключить хрупкое разрушение) при любых событиях (особенно, событиях с тепловым ударом), которые могут произойти в процессе эксплуатации станции.
При выборе исходных событий, приводящих к тепловому удару, основная цель заключается в том, чтобы выбрать такие исходные события, которые сами по себе являются тепловым ударом или совместно с другими событиями могут привести к тепловому удару.
Тепловой удар в основном реализуется в виде интенсивного и глубокого локального (в виде холодных «языков») и/или общего (симметричного) захолаживания корпуса реактора.
Соответственно, при выборе расчетных режимов для событий с расхолаживанием необходимо учитывать следующие факторы, определяющие механизмы тепловых и механических нагрузок при тепловом ударе:
- низкую конечную температуру теплоносителя в опускном канале реактора;
- большую скорость снижения температуры теплоносителя;
- неравномерное охлаждение корпуса реактора, обусловленное холодными струями воды и их взаимодействием;
- высокое давление теплоносителя первого контура.
3.8.2 Специфика начальных и граничных условий для анализа
Исходными данными для проведения теплогидравлических расчетов в обоснование сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора являются проектные конструкционные, технические и теплофизические характеристики систем и оборудования РУ, нейтроннофизические характеристики активной зоны.
Исходное состояние реакторной установки должно выбираться таким образом, чтобы обеспечить необходимый консерватизм результатов расчета с точки зрения сопротивления корпуса реактора хрупкому разрушению (хрупкой прочности).
При проведении теплогидравлических расчетов начальное значение мощности реактора (горячее состояние или работа на номинальной мощности) должно приниматься в соответствии с видом термического воздействия на корпус реактора (локального захолаживания в виде холодных языков на металле опускного участка корпуса и/или общего захолаживания корпуса реактора).
Исходные значения параметров теплоносителя первого контура (в частности, начальные температура и давление, а также расход теплоносителя через активную зону) должны приниматься такими, чтобы обеспечить возможно более напряженное состояние корпуса реактора перед началом термического воздействия.
Если в результате исходного события происходит открытие предохранительных клапанов компенсатора давления или парогенераторов, то принимается (если это приводит к консервативным результатам) их последующее закрытие в наихудший момент времени.
Потеря электропитания собственных нужд АЭС принимается как дополнительный отказ в режимах, где это приводит к более консервативным результатам с точки зрения теплового удара.
При проведении расчетов учитывается работа систем управления и систем нормальной эксплуатации. Отказы элементов этих систем (если это не являлось прямым следствием исходного события) принимаются только в случае, если это приводит к более жестким последствиям теплового удара на корпус реактора.
При проведении расчетов принимается, что действия оператора (в соответствии с надлежащими инструкциями) возможны только через 30 мин с начала аварии. Если в процессе аварии оператор предпринимает действия, то принимается, что возможна одна ошибка оператора (по истечении 30 мин), если эта ошибка приводит к неблагоприятному влиянию на переходный процесс с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению.
Процесс расхолаживания первого контура реакторной установки рассматривается до момента стабилизации параметров теплоносителя первого контура.
3.8.3 Некоторые проблемы локальной теплогидравлики
При обосновании прочности корпуса реактора целью теплогидравлического расчета являются обоснование выбора определяющих (с точки зрения сопротивления хрупкому разрушению корпуса реактора) переходных режимов и получение исходных данных для последующих расчетов конструкционной прочности корпуса реактора.
В результате теплогидравлического расчета выбранного исходного события должны быть получены следующие параметры в зависимости от времени для расчетов температуры стенки корпуса реактора и напряжений в ней:
- поле температур теплоносителя в опускном участке и камерах реактора;
- давление теплоносителя в первом контуре.
Теплогидравлические коды, используемые для анализа теплового удара, должны правильно моделировать работу соответствующих систем и механизмов первого и второго контуров и быть способны описывать поведение реакторной установки в авариях с течами теплоносителя первого и второго контуров, течами из первого контура во второй и в других различных переходных режимах с захолаживанием.
Анализ работ по обоснованию целостности корпусов реакторов зарубежных и российских АЭС показал, что для проведения теплогидравлических расчетов большинства режимов с тепловым ударом достаточно одномерного кода с сосредоточенными параметрами.
Для проведения теплогидравлических расчетов режимов при обосновании целостности корпусов реакторов АЭС с ВВЭР используются две общеконтурные программы (ДИНАМИКА-97 и ТЕЧЬ-М-97) из Комплекса программ теплогидравлических расчетов нестационарных режимов ЯЭУ с ВВЭР ТРАП-97 (Теплогидравлические расчеты аварийных процессов, редакция 1997 года), а также исследование пространственного распределения температур теплоносителя в объеме опускного участка реактора.
Важной характеристикой некоторых переходных режимов с тепловым ударом на корпус реактора является стагнация (останов) потока теплоносителя в первом контуре реакторной установки. До тех пор, пока поддерживается циркуляция теплоносителя, намного превосходящая естественную циркуляцию в объеме опускного участка из-за разницы температур теплоносителя в нем, можно принять, что первый контур расхолаживается равномерно. Если происходит стагнация потока, то процесс расхолаживания должен рассматриваться более подробно.
Стагнация потока теплоносителя может наступить в режимах с течью теплоносителя первого контура, например, при следующих состояниях первого контура реакторной установки:
- главные циркуляционные насосы остановлены, течь компенсируется (расход в течь равен расходу подпитки), уровень остаточных тепловыделений очень низок и принимается, что стагнация потока будет происходить при расходе через петлю, примерно равном расходу впрыска от систем безопасности. Такое состояние характерно для малых течей теплоносителя первого контура;
- главные циркуляционные насосы остановлены, течь некомпенсируемая (расход в течь превышает расход подпитки), что приводит к оголению выходных (горячих) патрубков реактора и срыву естественной циркуляции теплоносителя. Такое состояние характерно для средних и больших течей теплоносителя первого контура;
• часть движущего напора в контуре, приходящаяся на опускной участок реактора, сравнима с напорами естественной циркуляции в опускном участке, определяемыми пространственной разницей температур теплоносителя.
Режимы, в которых возможна стагнация потока теплоносителя первого контура, рассматриваются в предположении ее более раннего возникновения (более ранней стагнации потока теплоносителя первого контура способствует наложение потери электропитания собственных нужд АЭС на исходное событие).
Необходимо отметить, что температуры теплоносителя, полученные в элементах первого контура (опускной участок, напорная и сборная камеры реактора) по программам ДИНАМИКА-97 и ТЕЧЬ-М-97, являются среднесмешанными, т.е. получены в результате полного перемешивания теплоносителя, поступившего в расчетный объем с имеющимся в этом объеме теплоносителем на каждом временном шаге счета. При стагнации потока в первом контуре, когда поведение потока жидкости в холодных нитках и опускном канале определяется подъемными силами, результаты расчетов, полученные по вышеупомянутым программам, не являются надежными. Для расчета перемешивания жидкости в данных случаях необходимо применять особые методики.
В случаях со стагнацией потока роль теплогидравлических расчетов, выполненных по общеконтурным программам, состоит в определении момента начала стагнации, начальных температур, давлений и расходов в качестве граничных условий для проведения расчетов перемешивания жидкости по специальным методикам.
3.8.4 Типичный спектр режимов для оценки целостности корпусов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000
На основании опыта проектирования и эксплуатации АЭС с ВВЭР из номенклатуры переходных и аварийных режимов для последующих теплогидравлических расчетов рекомендуются следующие, потенциально опасные с точки зрения теплового удара, исходные события:
- спектр постулированных разрывов трубопроводов в пределах границы давления теплоносителя первого контура;
- разрыв трубопровода между компенсатором давления и предохранительным клапаном компенсатора давления;
- несанкционированное открытие предохранительного клапана компенсатора давления;
- разрыв трубопровода подачи охлаждающей воды в корпус реактора от пассивной части САОЗ;
- разрыв главного циркуляционного трубопровода на входе в реактор;
- течи теплоносителя из первого контура во второй в парогенераторе:
- быстрое расхолаживание реакторной установки со скоростью 60 °С/ч после разрыва трубки парогенератора;
- отрыв крышки коллектора парогенератора;
- несанкционированное срабатывание систем аварийного охлаждения активной зоны при разогреве, расхолаживании или работе на мощности;
- нарушения в работе систем химического и объемного контроля;
- несанкционированное открытие БРУ-А, БРУ-К или предохранительного клапана парогенератора с их последующей непосадкой;
- ряд разрывов паропровода внутри и снаружи защитной оболочки;
- разрыв трубопровода питательной воды парогенератора;
- работа контура на «вялой» естественной циркуляции, особенно с различными состояниями в ПГ.
Следует отметить, что приведенный перечень исходных событий является примерным, а окончательный выбор исходных событий, приводящих к тепловому удару, и особенно исходные предпосылки для проведения теплогидравлических расчетов должны приниматься для каждой конкретной станции с учетом специфики работы ее систем.
