ШЕВЄЛЬОВ ДМИТРО ВОЛОДИМИРОВИЧ

УДК 621.039.588

Аналіз безпеки
і експрес-методики оцінки стану АЕС з ВВЕР
під час аварій

05.14.14 – Теплові та ядерні енергоустановки

АВТОРЕФЕРАТ
дисертації на здобуття наукового ступеня
кандидата технічних наук

Одеса – 2005

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана в Національному технічному університеті України “Київський політехнічний інститут”

Науковий керівник: | кандидат технічних наук, доцент

Широков Сергій Васильович, Національний технічний університет України “Київський політехнічний інститут”, професор кафедри атомних електричних станцій та інженерної теплофізики

Офіційні опоненти: | доктор технічних наук, професор,

Дубковський В’ячеслав Олександрович, Одеський національний політехнічний університет, завідуючий кафедрою атомних електричних станцій

кандидат технічних наук, доцент,

Кузнецов Володимир Васильович, Севастопольський ордена Червоної Зірки Військово-морський інститут ім. П.С. Нахімова, доцент кафедри Корабельної енергетики та електроенергетичних систем

Провідна установа: | Інститут технічної теплофізики НАН України, м.Київ

Захист відбудеться “ 17 ” січня 2006 року о 1400 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д .052.04 у Одеському Національному політехнічному університеті за адресою: 65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1, ауд.400_А.

З дисертацією можна ознайомитись у бібліотеці Одеського Національного політехнічного університету за адресою: 65044, м. Одеса, пр. Шевченка, 1.

Автореферат розісланий “ 7 ” грудня 2005 р.

Вчений секретар
спеціалізованої вченої радиГогунський В.ДЗАГАЛЬНА ХАРАКТЕРИСТИКА РОБОТИ

Актуальність роботи. У теперішній час на Україні експлуатуються чотири АЕС з 15 енергоблоками типу ВВЕР загальною встановленою електричною потужністю 13,88 ГВт. Сьогодні на частку ядерних електростанцій доводиться більше за половину всієї електричної потужності. Одним з чинників, що впливають на безпеку АЕС, є підвищення “надійності" оперативного персоналу, маючи на увазі забезпеченість його своєчасною і достовірною інформацією про реальний стан енергоблока. Накопичений досвід математичного моделювання теплофізичних процесів дозволяє з досить високою точністю описати розвиток аварійної ситуації і визначити її характер за параметрами РУ, що оперативно реєструються. Крім того, є розроблені методи оцінки погрішності отриманих результатів. В останні роки на цих принципах починають робитися спроби побудови систем підтримки оператора, однак дане питання залишається мало вивченим внаслідок специфічного поєднання вимог до подібних систем. Основна суперечність полягає в поєднанні точності і детальності методів із швидкодією системи, яка повинна перевищувати реальну (фізичну) швидкість протікання перехідного процесу. Крім того, система повинна бути відтворюваною, стійкою і не вимагати надто високих витрат на створення і підтримку. Адекватність і точність чисельного моделювання насамперед залежить від того, наскільки повно модель враховує фізичні процеси, що визначають поведінку системи. При цьому експериментальні установки, виконані в значному просторовому масштабі по відношенню до реактора-прототипу, за певних умов можуть виявляти якісно відмінну поведінку. Це пов'язано, зокрема, з наявністю фізичних процесів, що мають пороговий характер. Як наслідок, в існуючих моделях деякі істотні ефекти можуть не враховуватися, що знижує точність і фізичну коректність розрахункових даних. Для моделей, що використовуються для прийняття важливих для безпеки рішень, така ситуація є малоприйнятною.

Проблема швидкодії системи ототожнення початкової події аварії (ППА) може бути вирішена, якщо для кожного типу аварії визначений відповідний набір вимірюваних параметрів, що зазнають при даній аварії найбільших змін, мало чутливі до інших аварійних подій, і дозволяють визначити кількісні характеристики аварійного процесу (наприклад, наявність, діаметр і локалізацію течі першого контура). Однією з вимог є “гладка” залежність обраних параметрів від кількісних характеристик початкової події і початкового стану РУ. Таке попереднє групування може бути виконане за допомогою повної моделі реакторної установки, поза зв'язком з вимогою швидкодії. Потім, порівнюючи виміряні характеристики процесу з розрахованими, в реальному масштабі часу виконується ідентифікація початкової події і, за допомогою інтерполяції, її параметри.

У разі запроектної аварії наявність додаткових відмов приводить до того, що робота доступних систем безпеки не в змозі запобігти тяжкому пошкодженню палива. Для реакторів ВВЕР на теперішній час визначено найбільш вірогідні сценарії таких аварій. У разі їх адекватного моделювання, коректно працююча модель дозволяє обрати оптимальну стратегію втручання і оцінити доступний інтервал часу, в межах якого можливо запобігти пошкодженню активної зони. Тим самим знижується, а іноді навіть виключається необхідність проведення додаткових експериментальних досліджень на повномасштабних стендах, що дорого коштують.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами і темами. Дисертаційна робота виконувалася у зв'язку з роботами, що проводилися в Київському інституті "Енергопроект" за програмою модернізації систем захисту першого контура від перевищення тиску на блоках 1 і 2 РАЕС, а також з розробки методик поліпшеної оцінки для виконання аналізів безпеки блоків 1 і 2 ХАЕС.

Мета дослідження полягає у підвищенні безпеки експлуатації АЕС шляхом отримання достовірної інформації про стан РУ під час аварій. Для досягнення визначеної мети необхідно вирішити наступні задачі:

- показати необхідність розробки експрес-методик оцінки стану РУ на основі вимірюваних параметрів в режимі реального часу для найбільш вірогідних класів початкових подій;

- розробити моделі, що враховують процеси конвективного тепломасообміну в тупикових об'ємах РУ, і виконати їх валідацію. Оцінити вплив даних ефектів на точність, достовірність і фізичну коректність розрахунків за умов аварії, в тому числі з урахуванням втручання оперативного персоналу;

- розробити експрес-методики, що дозволяють виконати діагностику аварійних режимів в реальному масштабі часу;

- вивчити можливість практичного застосування даних методик в системах підтримки оператора, а також для оптимізації процедур керування запроектними аваріями.

Об'єктом дослідження є водо-водяні енергетичні реактори типів ВВЕР_і ВВЕР_, що експлуатуються на АЕС України.

Предметом дослідження є практичні аспекти оперативного аналізу стану реакторних установок ВВЕР під час аварійних перехідних процесів. У роботі використаний комплексний метод, що полягає в спільному застосуванні якісних аналітичних оцінок з технікою обчислювального експеримента і комп'ютерного моделювання. Достовірність досліджень забезпечена застосуванням сучасних підходів до розробки розрахункових моделей, апробованих методів їх валідації, а також коректністю фізичних гіпотез відносно процесів, що вивчаються.

Наукова новизна одержаних результатів.

1. Показано необхідність розробки експрес-методик оцінки стану РУ на основі вимірюваних параметрів в режимі реального часу. Сформульовані основні положення методології таких оцінок.

2. Виходячи з критеріїв конвективної нестійкості рідини, теоретично доведено необхідність урахування неодномірного конвективного тепломасообміну в об'ємах з малими просторово-осередненими швидкостями серед. Запропоновано математично обгрунтовані і валідовані моделі, що мають властивості чисельної стійкості і низької чутливості по відношенню до нодалізації і адекватно описують неодномірні процеси тепломасообміну в об'ємах РУ з однофазними середами, в рамках одномірних кодів (моделі поліпшеної оцінки).

3. Запропоновано завершений послідовний підхід до розробки методик оперативного аналізу стану АЕС (експрес-методик) і формалізації алгоритмів прийняття рішень, на основі поєднання методів поліпшеної оцінки з підходами, орієнтованими на роботу в реальному масштабі часу. На їх основі, запропоновано принципи побудови систем підтримки оператора, що характеризуються надійністю і одночасно не вимагають високих матеріальних і трудовитрат.

4. Виконано аналіз запроектних аварій, що дають максимальний очікуваний внесок в частоту пошкоджень активної зони. На основі результатів, видано рекомендації на розробку інструкцій оперативному персоналу. Це дає можливість без проведення додаткових експериментальних робіт оптимізувати стратегію управління такими аваріями, що виключає пошкодження активної зони реактора.

Практичне значення отриманих результатів. Методики оперативного аналізу стану АЕС і формалізації алгоритмів прийняття рішень дозволяють мінімізувати ризик помилок персоналу і прийняття помилкових рішень в аварійних ситуаціях. Створювані на їх основі системи підтримки оператора орієнтовані на існуючу матеріально-технічну базу, що робить їх застосування практично здійсненним вже в найближчому майбутньому.

Розроблені моделі поліпшеної оцінки дозволяють підвищити точність і фізичну коректність результатів комп'ютерного моделювання поведінки реакторної установки при перехідних процесах, без необхідності вдаватися до різного роду штучних прийомів "підгонки" моделі.

Запропоновані експрес-методики оперативної оцінки стану АЕС забезпечують оперативний персонал достовірними даними про тип і кількісні характеристики початкової події аварії. Це істотно знижує імовірність прийняття помилкових рішень при виникненні аварійної ситуації.

Для потенційно найбільш значущих запроектних аварій обгрунтовані оптимальні стратегії управління, що запобігають пошкодженню активної зони реактора. При цьому виключається необхідність виконання додаткових експериментальних перевірок.

Особистий внесок здобувача

Автору дисертації належить:

- обгрунтування необхідності і постановка задачі розробки моделі, що враховує неодномірний конвективний тепломасообмін в компенсаторі тиску реакторних установок ВВЕР;

- дослідження чутливості традиційної і вдосконаленої моделей ВВЕР-1000, їх порівняльний аналіз; те ж для ВВЕР-440;

- виконання валідаційних розрахунків для обраних перехідних процесів;

- розробка алгоритмів експрес-методик аналізу аварійних станів з течею першого контура, з видачею рекомендацій оперативному персоналу;

- аналіз і оптимізація аварійних процедур для ВВЕР-1000 у разі запроектної аварії з втратою тепловідводу по другому контуру, з вказанням критеріїв їх ініціювання і інтервалу часу, який має в своєму розпорядженні персонал для відновлення проектного режиму протікання процесу.

Апробація результатів дисертації

Основні результати докладалися на наступних міжнародних конференціях.

- Шоста міжнародна нарада по аналізу безпеки АЕС з ВВЕР і РБМК. 8_ квітня 2002, Київ.

- IAEA Technical Meeting on Comparative Analysis of Assumptions, Models and Results of Accident Analyses Included in SAR. IAEA Project RER/9/070, July 8 - 12, 2002, Sofia, Bulgaria.

- Третя науково-технічна конференція "Забезпечення безпеки АЕС з ВВЕР".- Подольськ, Московська обл., 26-30 травня 2003 р.

- Четверта науково-технічна конференція "Забезпечення безпеки АЕС з ВВЕР".- Подольськ, Московська обл., 23-26 травня 2005 р.

Публікації. Основні результати дисертації опубліковані в п'яти друкарських роботах.

Структура і об'єм дисертації. Дисертація складається з введення, чотирьох розділів, висновку і списку використаних літературних джерел. Загальний об'єм роботи 121 стор., в тому числі об'єм основного тексту 98 стор. Дисертація містить 44 малюнки і 8 таблиць. Список використаних джерел містить 59 найменувань.

оснОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі викладено актуальність проблеми, сформульовано мету і задачі дослідження, визначено наукову новизну і практичну цінність отриманих результатів, наведено відомості про їх застосування, а також про апробацію роботи і публікації за темою дисертації.

У першому розділі дано критичний огляд методик і результатів детерміністичного аналізу стану реакторних установок при аварійних процесах.

Внаслідок фізичних особливостей роботи ядерних енергетичних установок, застосування прямих експериментальних методів дослідження перехідних процесів на них обмежено. Тому неминуче висока роль розрахункових методів обгрунтування безпеки, які сьогодні стають домінуючими. Це привело до формування методології поліпшених оцінок. Загальні положення щодо застосування цих методик сформульовано у Звіті МАГАТЕ по безпеці 2000 року. Аналогічна класифікація прийнята також в національних нормативних документах більшості країн - членів МАГАТЕ, в тому числі України. Застосування повністю консервативного підходу зараз вважається необгрунтованим. З іншого боку, застосування тільки підходів поліпшеної оцінки не завжди можливо через складність кількісної оцінки невизначеностей. Застосування кодів поліпшеної оцінки із комбінацєю поліпшених і консервативних вхідних даних забезпечує встановлення довірчих інтервалів прогнозованої поведінки станції. Тобто методи поліпшеної оцінки стають пріоритетними. Більш того, консервативний підхід непридатний, якщо модель реакторної установки (РУ) використовується для визначення критеріїв виникнення того або іншого класу аварій і керування ними. Тут необхідно знати максимально точний відгук РУ, тобто враховувати всі системи, робота яких істотно впливає на параметри РУ. Введення додаткових чинників ускладнює розрахункові моделі, знижує швидкість обчислень і висуває більш високі вимоги до обчислювальної техніки. Крім того, додаткові чинники можуть самі бути джерелом похибок, що означає додаткові розрахунки. Таким чином, моделі поліпшеної оцінки зараз практично непридатні для оцінки поведінки РУ в реальному часі. Дана необхідність виникає, коли мова йде про проблему прийняття адекватних рішень оперативним персоналом АЕС. Системи підтримки оператора, існуючі сьогодні, реалізовані у вигляді симптомно-орієнтованих інструкцій по ліквідації аварійних станів, складених також в припущенні, що аварійний процес безпомилково ототожнений. Невірна ж стратегія керування аварією може істотно погіршити наслідки останньої, як це було, зокрема, на АЕС Три Майл Айленд-2 в 1979 році. Для рішення задачі побудови систем підтримки оператора пропонуються різні підходи. Один з них орієнтований на створення самонастроюваної моделі енергоблока, що відстежує його поточний стан і повинна вирішувати дві пов'язані підзадачі.

Для рішення першої підзадачі пропонується використати спільно дві гілки сучасних технологій - методи аналізу динамічних процесів на АЕС на основі інтегральних кодів поліпшеної оцінки, і методи обробки складної інформації на основі штучного інтелекту. Таке поєднання, на думку авторів, дозволить істотно збільшити достовірність ідентифікації стану АЕС як на початку, так і протягом аварії. Рішення другої підзадачі також базується на використанні інтегральних кодів поліпшеної оцінки і методів пошуку глобального оптимуму. Оскільки в обох випадках використовуються теплогідравлічні коди, розрахунки за якими пов'язані з великими витратами часу, для ефективної роботи такої системи пропонуються технології паралельних обчислень. Це означає використання додаткового обладнання і програмного забезпечення. Крім того, при аналізах такого роду виникає проблема стійкості, або збіжності, алгоритмів настройки. Ми знов повертаємося до проблеми помилкових рішень, але зумовленої вже розбіжністю алгоритмів. Тобто проблему впровадження самонастроюваних систем класу “нейронна мережа" потрібно розглядати швидше як перспективну розробку.

Як альтернатива, автором даної роботи ставиться задача попереднього аналізу досить повного, з практичної точки зору, набору ПП аварій, очікуваних для даної РУ, за допомогою методик поліпшеної оцінки. Метою даного аналізу є знаходження критеріїв, що дозволяють з прийнятною точністю визначити належність ПП аварії до певної групи (наприклад, теча першого контура) та її характеристики (діаметр течі, локалізацію і т.п.) на основі невеликого числа реєстрованих параметрів РУ. Як результат, вже на початковій стадії аварії можна отримати інформацію про обмежену підмножину шляхів розвитку процесу. Це спрощує аналіз ситуації і, в залежності від додаткових відмов, необхідності вживання заходів по керуванню аварією. Практична реалізація даного підходу дозволить якщо не виключити, то значно знизити ризик прийняття помилкових рішень. Потім, для ототожненої початкової події аварії, можливе застосування одного з двох підходів.

Таким чином, задача зводиться до визначення критеріїв, що дозволяють віднести ПП аварії до того або іншого типу. Для кожного типу вже виконані розрахунки в деякому діапазоні граничних умов (наприклад, діаметрів течі), що допускають можливість інтерполяції для уточнення кількісних характеристик. Далі, при необхідності, можна застосувати специфічну модель, що враховує лише найбільш істотні для даного ПП аварії процеси і системи, з метою оперативної оцінки рішень, якщо вони потрібні для пом'якшення наслідків аварії. Апріорне знаходження критеріїв ПП аварій певного типу виконується за допомогою повної розрахункової моделі, що відображає специфіку енергоблока і валідована за архівним даними реєстрації перехідних процесів на даному або однотипному енергоблоці в минулому. Такі роботи було виконано в Київському інституті “Енергопроект” для ХАЕС_в 2002_ рр. за безпосередньою участю автора.

Забезпечення адекватності результатів моделювання визначається дотриманням певних умов, або наявністю основних стадій.

На практиці ці фази проводяться у вигляді верифікації (усуненні формальних помилок) і валідації, тобто виконанні тестових розрахунків для з'ясування причин і мінімізації розходжень очікуваних і розрахункових значень. Для валідації застосовують чотири джерела: феноменологічні дані по елементарних фізичних процесах, дані по окремих ефектах (компонентах), “інтегральні" дані, отримані на стендах-імітаторах РУ, і аналогічні дані, отримані в ході експлуатації станцій. При валідації власне моделей є свої специфічні вимоги. Наприклад, фундаментальною особливістю розрахункових методів є застосування нодалізації фізичної системи. Валідація моделі повинна підтвердити, що виконані наступні умови.

- Просторова і часова збіжність нодалізації (наприклад, за допомогою аналізу чутливості по відношенню до зміни нодалізації у типових ситуацях, що зустрічаються в розрахунках).

- Коректна поведінка окремих компонентів або систем (шляхом задання відповідних граничних умов).

- Відповідність розрахункової поведінки АЕС даним вимірювань, отриманим на відповідних інтегральних стендах (або ITF, за термінологією МАГАТЕ).

- Відповідність розрахункової поведінки АЕС станційним даним, виміряним під час експлуатаційних перехідних процесів.

Останні два пункти стосуються безпосередньо так званого “ефекту масштабу". Розроблені в теперішній час методи добре працюють, коли міра впливу основних фізичних процесів є досить гладкою функцією коефіцієнтів масштабу у всьому діапазоні, що розглядається. Ситуація ускладняється, якщо деякий фізичний процес має пороговий характер відносно коефіцієнту масштабу. Іншими словами, ефект, що грає істотну роль в РУ, може бути повністю відсутнім в моделі, виконаній в масштабі 1:s і менше, де s - деяка критична величина. До таких процесів, зокрема, відноситься конвективний тепломасоперенос в просторово-обмеженому об'ємі.

Більшість валідованих кодів, як правило, розроблялися десять і більше років тому, під існувавшу тоді елементну базу обчислювальних засобів. Обмеження, що накладалися швидкодією, змушували обмежувати загальність фізико-математичних моделей. Як наслідок, більшість кодів, зокрема, застосовують одномірне (1D) наближення. Тому при розробці моделі станції для даного коду мова йде про компенсацію обмежень, початково закладених в коди, за допомогою моделей поліпшеної оцінки. До останніх можна віднести включення в модель 2D-фрагментів. Одним з прикладів впливу таких обмежень є неможливість опису процесів конвективного тепломасопереносу в об'ємі, заповненому однофазною середою. Раніше подібна проблема виникала при моделюванні процесів рециркуляції середи в парогенераторах. Однак автором було встановлено, що і в інших об'ємах РУ, наприклад, в компенсаторі тиску, має місце аналогічна проблема. Аналіз проблеми показав також, що дана група ефектів носить пороговий характер, і величина порога визначається, зокрема, геометричними розмірами системи. Це означає, що результати валідації за експериментальним даними, отриманим на стендах з великим коефіцієнтом масштабування, не завжди можуть бути адекватно перенесені на РУ_прототип. Таким чином, розробка експрес-методик безпосередньо пов'язана з адекватністю моделей поліпшеної оцінки.

У другому розділі запропоновано модель поліпшеної оцінки для реакторів ВВЕР, що дозволяє врахувати ефекти конвективного перемішування в компенсаторі тиску (КТ). Теоретичний розгляд стійкості стану спокою рідини для заданого вертикального градієнта температури показує існування граничного, або критичного, значення числа Релея Raс, що визначає поріг стійкості. Для циліндричної судини радіуса R число Релея може бути представлене як

, (1)

де

g =9.807 м/с - прискорення вільного падіння,

– температурний коефіцієнт об'ємного розширення (1/K), –

вертикальний градієнт температури (K/м),

R – внутрішній радіус судини (м),–

температуропровідність (м2/с), – теплопровідність,

– густина рідини (кг/м3),

Cp – питома теплоємність рідини (Дж/(кгK)),

– кінематична в'язкість рідини (м2/с).

Параметри і пов'язані співвідношенням: Pr = /, де Pr – число Прандтля.

Критичну величину числа Релея Rac може бути легко знайдено аналітично для двох ідеалізованих за граничними умовами випадків: a) ідеально теплопровідні стінки, b) ідеально теплоізольовані стінки. У випадку "a" критичне значення Rac = 216, у випадку "b" Rac = 68. Знаючи Rac, можна обчислити максимальний вертикальний градієнт температури, при перевищенні якого в рідині виникає розвинена конвекція:

. (2)

Якщо в якості R прийняти характерне для ВВЕР_значення ~ .20 м (для ВВЕР_воно незначно більше), то граничне значення градієнта температури становитиме ~ 3.410-3 K/м. Моделі КТ, що застосовувалися до останнього часу, не враховували конвекцію і давали значення вертикального градієнта ~ 5...100 К/м (верхні значення відносяться до стану “холодної зупинки”). Іншими словами, реальний КТ знаходиться в суттєво надпороговій області, а отже, традиційні моделі не відображують фізику процесів всередині КТ. Для усунення даного недоліку було застосовано підхід, певною мірою близький до моделювання горизонтальних парогенераторів. Внутрішній об'єм КТ представлено у вигляді двох паралельних каналів, відповідно зонам з підйомним і опускним рухом середи, і зв'язками, що забезпечують переток середи між ними. Схематично стара і нова моделі представлені на Рис. 1.

Рис. 1 - Прийняті в порівняльних аналізах моделі КТ:
a)- початкова;
b)- модифікована;
c)- початкова спрощена;
d)- модифікована спрощена

Певне свавілля існує у виборі відношення перетинів і об'ємів каналів. Оскільки в області відношень об'ємів від 1:1 до 5:1 попередніми розрахунками було виявлено нехтовно малі зміни результатів (низька чутливість), для визначеності в моделі ВВЕР_для РАЕС_,2 було прийняте відношення перетинів 3:1, тобто 75% об'єму доводилося на підйомну і 25% - на опускну дільницю. У моделі ВВЕР_1000 для ХАЕС це співвідношення було прийняте як 3:2. Потім були виконані порівняльні розрахунки поведінки як окремо старої і нової моделей КТ (диференційний тест), так і моделей РУ загалом (інтегральний тест), що підтвердили не тільки кількісні, але в ряді випадків і якісні відмінності висновків. Диференційний тест проводився для КТ ВВЕР_і початкових умов, характерних для стану холодної зупинки. Розглядався перехідний процес, пов'язаний з одночасним включенням всіх ТЕНів сумарною потужністю 1,62 МВт. Як наслідок, відбувалося зростання тиску парогазової подушки в КТ і одночасно деяке зменшення її об'єму. При досягненні тиском уставки відкриття запобіжного клапана відбувалися періодичні спрацьовування останнього зі скиданням парогазової суміші в барботажний бак. Азотна подушка в КТ поступово замінювалася паровою, а маса і рівень теплоносія в ньому зменшувались. Розрахунок виконано не до практично повного викіпання води, що відповідало б оголенню ТЕНів з їх руйнуванням, а лише до істотного зменшення її маси в об'ємі КТ. Практично розглянутий інтервал часу складав білизько 8 годин процесу.

Початкові умови для розрахунку приведені в таблиці 1.

Таблиця 1

Початкові умови для розрахунку

Параметр | Значення | Примітка

Температура води в КТ, K | 348

Рівень води в КТ, м | 8.04

Тиск азотної подушки, МПа | 1.68

Температура азоту, K | 350

Тиск відкриття/закриття 1-го ІЗП КТ, МПа | 4.8/3.0 | модель

Тиск відкриття/закриття 2-го ІЗП КТ, МПа | 4.9/3.1 | модель

Сумарна потужність ТЕНiв КТ (5 груп), МВт | 1.62

Повний об'єм барботера, м3 | 15.0

Об'єм води в барботері, м3 | 11.0

Температура води в барботері, K | 323

Тиск в барботері, МПа | 0.0124 | Насичена водяна пара

Тиск розриву мембрани барботера, МПа | 1.42

Температура повітря поза КТ (в гермооб’ємі), К | 303

Для аналізу чутливості по відношенню до нодалізаціи було проведено розрахунки з різним числом нодів (Рис. ), а для модифікованої моделі - також зі змінним співвідношенням перетинів каналів по висоті. Розрахунки підтвердили нехтовно низьку чутливість нової моделі і надзвичайно високу - старої. При цьому для старої моделі по ряду розрахункових параметрів (наприклад, циклічність спрацювання запобіжного клапана) буля відсутня збіжність результатів при збільшенні числа нодів.

Основні відмінності результатів приведені в таблиці 2.

Таблиця 2

Основні відмінності результатів, отриманих за допомогою старої і нової моделей

Параметр | Стара модель | Нова модель

Час до спрацювання ІЗП, с | 12300 | 11000

Викид середи при першому спрацюванні, кг | 3500 | 100

Склад середи | Недогріта вода | Азот

Чутливість схеми | Висока | Низька

Для порівняльних розрахунків при роботі на потужності було обрано перехідний процес на ВВЕР_, пов'язаний з відмовою в роботі регулятора живлення турбонасоса парогенераторів. Такий інцидент мав місце на блоці №1 ХАЕС 18.11.1997. Як критерій коректності моделі, було проаналізовано еволюцію тиску першого контура як параметра, безпосередньо керованого фізичними процесами в КТ. Відмінність інших параметрів була менш значною. Встановлено, що поліпшена модель КТ дає найбільш точний прогноз поведінки тиску при заданих початкових і граничних умовах без додаткових припущень. У той же час стара модель давала істотно завищену швидкість зростання тиску на пізній стадії процесу, що призводило до відключення всіх груп ТЕН вже на 560 секунді процесу (на блоці перша і друга групи залишалися в роботі). Для приведення розрахункових даних у відповідність з даними станції, було потрібно знизити ефективну потужність всіх груп до 40% від реальної, що фізично некоректно. Аналогічний розрахунок також для 40% потужності ТЕН, але із застосуванням поліпшеної моделі КТ, давав істотно занижений тиск першого контура, при цьому всі групи ТЕН залишалися в роботі. Іншими словами, стара модель завищувала ефективність нагрівників приблизно в 2,5 рази, або, що те ж саме, занижувала ефективну теплоємність КТ, тоді як поліпшена виявилася вільною від цього недоліку.

Третій розділ присвячений практичному застосуванню методів поліпшеної оцінки для експрес-аналізу аварійних процесів на РУ в реальному часі. Для розробки методик була застосовано модель, розроблену для ХАЕС_в Київському інституті “Енергопроект” з безпосередньою участю автора дисертації. Зокрема, автором була впроваджено і валідовано модель КТ, про яку сказано у другому розділі. Як початковий стан енергоблока, приймалася робота РУ на потужності, близькій до номінальної. Усі системи нормальної експлуатації працюють відповідно до проекту. Вищезгадані граничні умови, однак, не є принциповими і пов'язані лише з необхідністю обмежити об'єм попередніх розрахунків, виконаних автором при роботі над дисертацією.

Заздалегідь було проведено якісний аналіз очікуваної поведінки основних вимірюваних параметрів РУ, по більшості з яких здійснено технологічні захисти. Результати оцінок для деяких типів ПП приведено в таблиці .

Далі для кожного класу ПП було виконано серію розрахунків, відповідно різним характеристикам ПП (наприклад, розмір течі), а також враховуючи варіацію параметрів РУ в межах, припустимих за регламентом, що включає сумарні погрішності підтримки і вимірювання. Варіації розглядалися як випадковий “шум". При обробці даних шумова компонента фільтрується, одночасно даючи оцінку невизначеності методу. По суті, це еквівалент виконання аналіза чутливості. Подальший розгляд в роботі виконано для одного класу початкових подій, а саме для малої і середньої течі першого контура. Вибір зумовлений тим, що саме такі течі, як показує ймовірностний аналіз, є потенційно найбільш істотним вкладником в частоту пошкоджень активної зони (ЧПАЗ) при аваріях на реакторних установках типу ВВЕР (і PWR західних проектів).

Таблиця 3

Очікувана поведінка основних параметрів РУ і гермооб’єму для деяких груп ПП на ВВЕР_1000 на ранній стадії аварійного процесу (до спрацювання АЗ).

ПП | PITsILPRZNnPII(A/I) | TsI-IILSG(A/I) | BC/Cont

Теча з петлі 1 контуру в ГО | - | - | - | -/

Теча з парового об'єму КТ в ГО | () | - | - | - | -/

Відкриття і непосадка ІЗП КТ | () | - | - | - | /()

Помилковий вприск в КТ | - | - | - | - | -

Теча з 1 у 2 контур | /- | - | /- | -

Теча з паропроводу до БЗОК | - | /- | -

Теча з ГПК | - | -

Теча трубопровода живводи | - | - | -

Примітки до таблиці 3:

1. “” _ зростання параметра, “” _ зниження параметра, “()” _ із затримкою, “_” _ зміна відсутня або не характерна;

2. PI _тиск першого контура; TsI – недогрів теплоносія першого контуру до кипіння; LPRZ –рівень в КТ; Nn – нейтронна потужність реактора; PII(A/I) – тиск у другому контурі аварійної/неаварійної петель; TsI-II – максимальна різниця температур насичення по першому і другому контуру; LSG (A/I) – рівні в парогенераторах аварійної/неаварійної петель; BC/Cont _ параметри в барботері/гермообъємі.

Як випливає з таблиці , виникнення течі приводить до зменшення маси теплоносія в контурі і зниження рівня в компенсаторі тиску. Крім того, тепловідвод в течу викличе падіння параметрів першого контура. Зниження рівня в КТ приведе також до скипання теплоносія в ньому без додаткового підведення теплоти, тобто зниженню температури і тиску в паровому об'ємі КТ і, відповідно, тиску в першому контурі. Окремо потрібно розглядати випадок, коли теча відбувається безпосередньо з парового об'єму КТ. Оскільки питома ентальпія пари істотно вище, а щільність менше, тут апріорі потрібно очікувати більш істотного зниження тиску на початковій стадії процесу, тоді як рівень в КТ буде мінятися пізніше і менш істотно. Спрацювання АЗ внаслідок течі приводить до різкої зміни всіх параметрів РУ, що в діапазоні малої і навіть середньої течі істотно перевершує вплив самої течі. Тому інтервал часу, що аналізується, був обмежений, з одного боку, моментом ПП аварії і викликаного ним початку зміни параметрів РУ, а з іншою - формуванням сигналу АЗ по технологічних параметрах (наприклад, по низькому тиску першого контура). Під параметрами течі в даному розділі розуміються її розмір і локалізація. При малій і середній течі з якої-небудь петлі, асиметрія параметрів, що вноситься нею, мала або сумірна з тією, що вноситься іншими чинниками, властивими самій РУ. Тому практично розрізнюються дві ситуації: теча недогрітого до кипіння теплоносія з петлі, або насиченої пари з КТ. Більш точна локалізація течі може бути заснована на застосуванні додаткового обладнання, що виходить за межі даної роботи.

Відповідно до таблиці 3, потім була проаналізована поведінка у часі таких параметрів РУ, як тиск в першому контурі і рівень в КТ по рівнеміру з 10_метровою базою. Інтервал часу обмежувався, з одного боку, моментом виникнення течі (практично - початком зниження тиску першого контура), з іншого - формуванням сигналу АЗ-1. Це обмежило діапазон діаметрів течі Dy=30…110 мм, оскільки при великій течі інтервал дискретності даних дуже великий; однак діагностика великої течі першого контура сама по собі не є складною.

Залежність тиску першого контура і рівня в КТ від часу для течі різних умовних діаметрів і локалізацій наведена на Рис. 2.

Потім отримані дані були піддані обробці шляхом поліноміальної апроксимації зі згладжуванням за допомогою методу найменших квадратів. Встановлено, що еволюція параметрів в інтервалі часу від ПП аварії до АЗ з хорошою точністю апроксимуєтся поліномами другого порядку

(3)

Рис. 2 - Залежність тиску першого контура і рівня в КТ від часу для течі різного діаметра і локалізації в діапазоні Dy=30_ мм на ВВЕР_/320:

CL – холодна нитка ГЦТ;
PT – паровий об'єм КТ;
цифри відповідають умовному діаметру течі в міліметрах

Коефіцієнти поліномів і є функціями витрати теплоносія в течу, або, що те ж саме, її перетину. Для їх знаходження була виконана поліноміальна інтерполяція розрахункових даних, що мінімізувала внесок невизначеностей програм і моделей, а також початкових і граничних умов. Залежність коефіцієнтів a1 і b1 від відносного перетину течі приведена на Рис. 3.

Рис. 3 - Залежність коефіцієнтів a1 і b1 в формулах (3) від відносного перетину течі першого контура і її локалізації на ВВЕР_/320:

CL – холодна нитка ГЦТ;
PRZ_T – паровий об'єм КТ

Таким чином, знак b1 визначає положення течі, в той час як величина a1 є практично лінійною функцією її перетину. Самі ці величини можуть бути розраховані в реальному часі, так що на момент формування сигналу АЗ інформація про наявність і параметри малої або середньої течі першого контура може бути надана оператору. Алгоритм такого розрахунку також запропонований в роботі. Аналогічним чином можуть бути побудовані експрес-методики діагностики і інших класів ПП аварії, наприклад, розривів паропроводів (по тиску і рівню в ПГ як основним параметрам, див. таблицю ).

Четвертий розділ присвячений розробці процедури управління запроектною аварією на ВВЕР_із повною втратою живлення парогенераторів. Наслідком є втрата тепловідводу від активної зони по другому контуру, що при невтручанні оперативного персоналу веде до некомпенсованої втрати теплоносія через запобіжні пристрої КТ, оголенню і плавленню активної зони при високому тиску в контурі. Основою алгоритму управління такою аварією є зниження тиску в першому контурі нижче максимального напору насосів САОЗ ВТ з метою компенсації втрат теплоносія і забезпечення тепловідводу від активної зони, з подальшим розхолодженням РУ до стану "холодна зупинка". Для зниження тиску використовується дистанційне примусове відкриття ІЗП КТ спільно з системою аварійного газовидалення. Дана процедура носить назву "Скидання-підживлення".

Задачі аналізу полягали в:

Як початковий стан, була прийнята робота РУ на номінальній потужності.

Виконаний аналіз довів, що для успішного виконання процедури досить відкрити один ІЗП КТ спільно з системою аварійного газовидалення YR і мати в роботі один канал САОЗ ВТ. Інші системи безпеки при цьому не впливають на досягнення критеріїв успіху. Як критерій початку процедури, оптимальним виявилося співпадіння трьох сигналів: тиск в першому контурі більше за 16,2 МПа (165 кгс/см2), максимальний рівень у всіх парогенераторах менше за 0,5 м, запас до кипіння в першому контурі менше за 10Ці сигнали виникають відповідно на 1205, 3325 і 4315 секундах з моменту початкової події. Враховуючи значний запас теплоносія в контурі на цей момент, введено затримку за часом, що дорівнює 1800 секундам, по відношенню до появи останнього з сигналів. Це при найгіршому поєднанні початкових параметрів РУ відповідає приблизно 6100 секунді з моменту ПП аварії, причому забезпечується запас більше 10 хвилин до початку оголення активної зони. Таким чином, є значний інтервал часу, протягом якого можливо також відновити нормальне живлення парогенераторів.

ВИСНОВКИ

На основі виконаних досліджень представляється можливим зробити наступні висновки.

1. Показано необхідність розробки експрес-методик оцінки стану РУ на основі вимірюваних параметрів в режимі реального часу. Сформульовані основні положення методології таких оцінок.

2. Теоретично обгрунтовано необхідність врахування неодномірного конвективного тепломасообміну в об'ємах з малими просторово-осередненими швидкостями серед, що містять однофазну середу. Запропоновано математично обгрунтовані моделі, що мають властивості чисельної стійкості і низької чутливості по відношенню до нодалізації, та адекватно описують вплив цих процесів у рамках одномірних кодів. Розроблено моделі поліпшеної оцінки енергоблока ВВЕР_/320 для теплогідравлічного коду RELAP5/Mod3.2. Показано, що валідація можлива без проведення експериментальних досліджень на установках з низьким коефіцієнтом масштабування.

3. З застосуванням моделі поліпшеної оцінки, виконана розробка експрес-методики визначення течі першого контура і її параметрів для ВВЕР-1000. Показано можливість практичного застосування даних методик в системах підтримки оператора.

4. Як приклад застосування методології поліпшених оцінок для розробки аварійних процедур, виконано аналіз процедури “Скидання-підживлення по першому контуру при повній втраті тепловідводу по другому контуру" і встановлено критерії для її ініціювання, що мінімізують ймовірність помилок персоналу.

Отримані результати можуть бути використані при розробці систем підтримки оператора на діючих АЕС з реакторами типу ВВЕР (PWR). Результати дисертаційної роботи використані в Київському інституті "Енергопроект" (м. Київ, Україна).

Основні положення дисертації опубліковані в роботах:

1.

Здобувачеві належить постановка задачі, виконаний її теоретичний аналіз і запропонована розрахункова модель, що враховує вплив неодномірного конвективного тепломасообміну в компенсаторі тиску ВВЕР_в стані недогріву теплоносія до кипіння.

2.

Здобувачеві належить аналіз і запропонована оптимальна стратегія процедури запобігання пошкодженню активної зони ВВЕР-1000 під час запроектної аварії.

3.

Здобувачеві належить виконання валідації запропонованої ним розрахункової моделі конвективного тепломасообміну в компенсаторі тиску ВВЕР_при роботі на потужності, за даними експлуатації ХАЕС_.

4.

Здобувачеві належить обгрунтування необхідності застосування моделей, що враховують вплив неодномірного конвективного тепломасообміну в компенсаторі тиску, при виконанні розрахункових аналізів безпеки і розробці експрес-методик оцінки стану реакторів ВВЕР і PWR.

5.

Здобувачеві належить розрахункове обгрунтування та оптимізація вибору критеріїв початку аварійної процедури, виходячи з мінімальних вимог до конфігурації доступних систем безпеки і максимального доступного часу на приняття рішення.

АНОТАЦIЯ

Шевєльов Д.В. Аналіз безпеки і експрес-методики оцінки стану АЕС з ВВЕР під час аварій. - Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеню кандидата технічних наук за спеціальністю 05.14.14 “Теплові та ядерні енергоустановки”. – Одеський Національний Політехнічний Університет,