Взаимодействие кориума с корпусом водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии
Условные обозначения, сокращения, основные термины и определения ……………. 4
ВВЕДЕНИЕ ………………………………………………………………………………………………………. 6
ГЛАВА 1. ИССЛЕДОВАНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ КОРИУМА С
КОНСТРУКЦИОННЫМИ МАТЕРИАЛАМИ РЕАКТОРА ПРИ ТЯЖЕЛОЙ
АВАРИИ (ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ) ………………………………………………………………….. 12
1.1 Аварии на ядерных реакторах АЭС ………………………………………………………… 12
1.2 Сценарии развития тяжелой аварии ………………………………………………………… 16
1.3 Удержание кориума в корпусе реактора………………………………………………….. 21
1.4 Расчетные методы исследования взаимодействия кориума с материалами
реактора ………………………………………………………………………………………………………. 25
1.5 Экспериментальные методы исследования взаимодействия кориума с
материалами реактора ………………………………………………………………………………….. 27
1.6 Исследования взаимодействия кориума со сталью ………………………………….. 34
1.6.1 Формирования кориума в активной зоне реактора при тяжелой аварии 34
1.6.2 Взаимодействие кориума с корпусом аварийного реактора ………………. 36
Выводы к Главе 1 ………………………………………………………………………………………… 39
ГЛАВА 2. ОБЪЕКТ ИССЛЕДОВАНИЙ И ИСПОЛЬЗУЕМОЕ ОБОРУДОВАНИЕ
……………………………………………………………………………………………………………………….. 41
2.1 Обоснование выбора объекта исследований ……………………………………………. 41
2.2 Базовое оборудование. Установка ЛАВА-Б …………………………………………….. 42
2.2.1 Электроплавильная печь ………………………………………………………………….. 45
2.2.2 Датчики для измерения температуры в ЭПП …………………………………….. 49
2.2.3 Устройство приема расплава ……………………………………………………………. 49
2.2.4. Компенсация дополнительного тепловыделения в прототипе кориума 51
2.3 Базовое оборудование. Стенд для высокотемпературных, теплофизических
и материаловедческих исследований ВЧГ-135 ……………………………………………… 53
2.4 Модернизация установки ЛАВА-Б …………………………………………………………. 56
2.4.1 Модернизация ЭПП …………………………………………………………………………. 56
2.4.2 Модернизация средств измерения ЭПП ……………………………………………. 59
2.4.3 Обоснование выбора способа компенсации остаточного
тепловыделения ……………………………………………………………………………………….. 60
2.4.4 Модернизация плазматрона ……………………………………………………………… 63
2.5 Приборно-измерительный комплекс (ПИК) для физического моделирования
взаимодействия кориума с днищем корпуса реактора …………………………………… 74
Выводы к Главе 2 ………………………………………………………………………………………… 76
ГЛАВА 3. МЕТОДИКА ИССЛЕДОВАНИЯ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ КОРИУМА С
ДНИЩЕМ КОРПУСА РЕАКТОРА………………………………………………………………….. 77
3.1 Выбор прототипа кориума ……………………………………………………………………… 77
3.2 Конструкция модели днища корпуса реактора ………………………………………… 78
3.3 Разработка теплоизоляции для внешней поверхности МДР …………………….. 82
3.4 Подготовка МДР для исследований ………………………………………………………… 85
3.5 Физическое моделирование взаимодействия кориума с МДР ………………….. 87
3.5.1 Эксперимент INVECOR-1 ………………………………………………………………… 88
3.5.2 Эксперимент INVECOR-2 ………………………………………………………………… 88
3.5.3 Эксперимент INVECOR-3 ………………………………………………………………… 89
3.5.4 Эксперимент INVECOR-4 ………………………………………………………………… 90
3.5.5 Эксперимент INVECOR-5 ………………………………………………………………… 92
3.6 Методика исследований взаимодействия прототипа кориума с МДР ………. 93
Выводы к Главе 3 ………………………………………………………………………………………… 95
ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ ВЗАИМОДЕЙСТВИЯ ПРОТОТИПА КОРИУМА С
ДНИЩЕМ КОРПУСА РЕАКТОРА………………………………………………………………….. 96
4.1 Общий анализ состояния кориума в МДР ……………………………………………….. 96
4.2 Исследование фрагментированного кориума ………………………………………….. 99
4.3 Исследования затвердевшего слитка кориума ……………………………………….. 105
4.4 Исследование взаимодействия кориума со сталью ………………………………… 117
4.4.1 Исследование образца стали INVECOR-4 ……………………………………….. 120
4.4.2 Исследование образца стали INVECOR-5 ……………………………………….. 124
4.4.3 Сопоставление характера повреждения стали в различных
экспериментах ……………………………………………………………………………………….. 131
4.5 Рекомендации по повышению вероятности удержания кориума в днище
аварийного реактора ………………………………………………………………………………….. 132
Выводы к Главе 4 ………………………………………………………………………………………. 134
ЗАКЛЮЧЕНИЕ …………………………………………………………………………………………….. 136
Список литературы ……………………………………………………………………………………….. 139
Приложение А ………………………………………………………………………………………………. 155
Приложение Б ……………………………………………………………………………………………….. 156
Приложение В ……………………………………………………………………………………………….. 160
Условные обозначения, сокращения, основные термины и определения
АЭС – атомная электростанция.
АЧТ – абсолютно черное тело.
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор.
ИАЭ РГП НЯЦ РК – Филиал «Институт атомной энергии» Республиканского
государственного предприятия «Национальный ядерный центр», Республика
Казахстан.
ИИС – информационно – измерительная система.
СЭМ – сканирующая электронная микроскопия.
МДР – модель днища корпуса реактора.
МНТЦ – Международный научно-технический центр.
ПИК – приборно-измерительный комплекс для физического моделирования
взаимодействия прототипа кориума с днищем реактора.
УПР – устройство приема расплава.
ФМ – физическое моделирование.
ЭПП – электроплавильная печь.
CEG-SAM (Contact Expert Group on Severe Accident Management) – контактная
экспертная группа Еврокомиссии по управлению тяжелыми авариями (в ядерных
реакторах).
BWR – легководный кипящий реактор.
INVECOR – Study of the processes of corium-melt retention in the reactor pressure
vessel – Исследование процессов при удержании кориума в корпусе реактора.
IVR-AM (In Vessel Retention – Accident Management) – удержание в корпусе –
управление аварией.
FCI (Fuel – Coolant Interaction) – взаимодействие топлива с теплоносителем.
LHI (Lower Head Integrity) – целостность днища корпуса.
MCCI (Molten Core – Concrete Interaction) – взаимодействие расплава активной
зоны с бетоном.
PWR (Pressurized water reactor) – реактор с водой под давлением.
Запроектная авария – авария, вызванная не учитываемыми для проектных
аварий исходными событиями или сопровождающаяся дополнительными по
сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх
единичного отказа, реализацией ошибочных решений персонала.
Контайнмент (анг. «containment») – защитная оболочка реактора.
Кориум (анг. «corium») – расплавленная смесь деталей активной зоны ядерного
реактора, формируемая в процессе тяжелой аварии. Кориум состоит из
компонентов ядерного топлива, продуктов деления, компонентов управляющих
стержней, конструкционных материалов из поврежденных участков реактора, а
также продуктов их химической реакции с воздухом, водой и паром, и в случае
повреждения корпуса реактора, и с компонентами расплавленного бетона, кроме
того, кориум характеризуется остаточным тепловыделением, вызванным
распадом продуктов деления.
Остаточное тепловыделение – выделение тепла в расплаве активной зоны
вследствие протекания реакций распада продуктов деления урана, распада
актиноидов, излучения от конструкционных материалов и деления топлива
нейтронами.
Проектная авария – авария, для которой проектом определены исходные
события и конечные состояния и предусмотрены системы безопасности,
обеспечивающие с учетом принципа единичного отказа систем безопасности или
одной, независимой от исходного события, ошибки персонала ограничение ее
последствий установленными для таких аварий пределами.
Прототип кориума – расплав, моделирующий свойства реального кориума,
который представляет собой сплав исходных веществ без наличия реакций
деления.
Тяжелая запроектная авария (тяжелая авария) – запроектная авария с
повреждением тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) выше максимального
проектного предела, при которой может быть достигнут (или даже превышен)
предельно допустимый аварийный выброс радиоактивных веществ в
окружающую среду.
Работа выполнена в Юргинском технологическом институте Федерального автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский Томский политехнический университет» и в Филиале «Институт атомной энергии» Республиканского государственного предприятия «Национального ядерного центра» Республики Казахстан (ИАЭ РГП НЯЦ РК).
В работе использованы результаты, полученные соискателем при выполнении проекта МНТЦ No К-1265 по программе INVECOR в период с 2006 по 2010гг. в качестве ответственного исполнителя, а также результаты, полученные в рамках научно-технической программы «Развитие атомной энергетики в Республике Казахстан» (2012-2014 гг.).
Актуальность работы.
Увеличение безопасности таких важных техногенных объектов энергетики как АЭС на сегодняшний день является одной из значимых и приоритетных задач в мировом сообществе. Теперь уже неоднократно озабоченное реально произошедшими авариями («Three Mile Island» [1], «Чернобыль» [2], «Fukushima- 1» [3]), человечество признает значимость этой проблемы. Опыт эксплуатации АЭС показал, что даже при достаточно низкой вероятности (10-6 по оценкам МАГАТЭ) существует возможность развития тяжелой аварии, что требует особого внимания к исследованию процессов, происходящих при ее развитии, а также ее последствий.
К настоящему времени для изучения вопросов безопасности ядерных реакторов разработан целый ряд расчетных программ (кодов), где среди прочего моделируется взаимодействие расплава активной зоны реактора с его силовым корпусом.
При описании тяжелой аварии используется термин «кориум» (corium) – это расплавленная смесь частей активной зоны ядерного реактора, формируемая в процессе тяжелой аварии. Кориум состоит из компонентов ядерного топлива, продуктов деления, компонентов управляющих стержней, конструкционных
7
материалов из поврежденных участков реактора, продуктов их химической
реакции с воздухом, водой и паром, а в случае повреждения корпуса реактора, и с компонентами расплавленного бетона (основанием шахты реактора). Кроме того, кориум характеризуется остаточным тепловыделением продуктов деления.
В условиях наличия процессов нестационарного тепломассопереноса, процессов остаточного тепловыделения, изменения агрегатного состояния вещества, а также целого ряда химических реакций существует потребность в исследовательских работах по получению экспериментальных данных для верификации результатов расчетов.
Работы в области физического моделирования (далее ФМ) процессов, протекающих при тяжелой аварии в корпусе ядерного реактора, а также по исследованию формирующихся материалов являются актуальными и востребованными.
Объектом исследований в работе является материал корпуса водо- водяного энергетического реактора и продукты взаимодействия прототипа кориума с ним.
Цель диссертационной работы: исследование взаимодействия кориума с днищем силового корпуса водо-водяного энергетического реактора при тяжелой аварии путем физического моделирования.
Для достижения поставленной цели необходимо решить следующие задачи:
1. Провести анализ процессов, происходящих при взаимодействии кориума с корпусом реактора.
2. Разработать методику и выбрать оборудование для физического моделирования взаимодействия расплава прототипа кориума с корпусом реактора.
3. Провести исследование затвердевших прототипа кориума и продуктов его взаимодействия с корпусом реактора.
4. На основе экспериментальных данных разработать рекомендации для снижения вероятности выхода кориума за пределы силового корпуса реактора.
Методы исследования. Для достижения поставленной цели и решения
8
сформулированных задач были применены методы масштабного физического
моделирования высокотемпературных процессов, протекающих в корпусе аварийного реактора. Для изучения свойств металлов и образовавшихся сплавов использовали рентгеновскую дифрактометрию, рентгенофлуоресцентную спектрометрию, оптическую металлографию и электронную микроскопию.
Личный вклад автора. В диссертационной работе использовались только те результаты, в которых автору принадлежит определяющая роль. В совместных работах, написанных в соавторстве с сотрудниками научной группы, автор принимал непосредственное участие в подготовке и проведении экспериментов, в материаловедческих исследованиях, в выполнении расчетов и в интерпретации полученных результатов.
Научная новизна.
1. Обнаружены процессы образования корки на границе кориум-сталь и фрагментации кориума при остывании, которые снижают степень его воздействия на силовой корпус реактора. Предложено увеличить долю фрагментированного кориума путем повышения отвода тепла от днища корпуса реактора, а также рассечением струи расплава.
2. Установлено локализованное проникновение компонентов прототипа кориума в материал корпуса на глубину до 20 мм, при котором повреждается до 30 % площади контакта расплава с днищем реактора.
3. Результаты исследования прототипа кориума и его взаимодействия с корпусом реактора, использованы для верификации расчетных методов.
Практическая значимость.
1. Разработанный приборно-измерительный комплекс для физического моделирования процессов взаимодействия прототипа кориума с моделью днища корпуса реактора удовлетворяет критериям подобия и обеспечивает компенсацию дополнительного тепловыделения в прототипе кориума путем использования плазматрона закрытого типа. Данный комплекс может быть использован в качестве базового для исследования взаимодействия кориума с конструкционными материалами других типов водо-водяных реакторов.
9
2. Защита графитовых наконечников плазматрона на основе карбида
циркония полностью исключает влияние углерода на исследуемые материалы и их взаимодействие при физическом моделировании (Приложение А).
3. Результаты исследований доказали возможность удержания кориума в силовом корпусе при тяжелой аварии. Вероятность выхода кориума за пределы корпуса может быть снижена путем рассечения струи расплава и/или применением дополнительного охлаждения днища.
Достоверность полученных в работе результатов подтверждается корректностью постановки задач и их обоснованностью, применением современной приборной базы и оборудования при выполнении работы, представительным объемом полученных экспериментальных данных, их анализом с использованием современных методов классического материаловедения и апробацией результатов исследований на практике, а также непротиворечивостью представленных данных и данных, полученных другими исследователями. Основные результаты работы вошли в базу данных МНТЦ и используются при формировании отечественных и зарубежных (ЕС, Россия, Япония) баз данных.
Апробация работы. Основные результаты работы докладывались, обсуждались и получили одобрение на научно-технических семинарах Филиала «Институт атомной энергии» НЯЦ РК (2009-2016), также содержание диссертационной работы докладывалось автором на следующих международных научно-технических конференциях, семинарах и совещаниях: Международная конференция «Ядерная энергетика в Республике Казахстан» (г. Курчатов, Казахстан, 2005 г.), Международная конференция «Ядерная энергетика в Республике Казахстан», (г. Курчатов, Казахстан, 2008 г.); Международная конференция «5th Eurasian Conference on Nuclear Sciences and its Application», (Турция, Анкара, 2008г.); совещание контактной экспертной группы Еврокомиссии по управлению тяжелыми авариями CEG-SAM (г. Москва, Россия, 2009 г.); совещание контактной экспертной группы Еврокомиссии по управлению тяжелыми авариями CEG-SAM (г. Санкт-Петербург, Россия, 2010 г.); семинар
10
19th International QUENCH Workshop (г. Карлсруэ, Германия, 2013 г.); Х
Международная конференция «Ядерная и радиационная физика» (г. Курчатов, Казахстан, 2015 г.); VII Международная конференция «Семипалатинский испытательный полигон. Радиационное наследие и перспективы развития» (г. Курчатов, Казахстан, 2016 г.).
Положения, выносимые на защиту:
1. Защитное покрытие графитового наконечника плазматрона на основе карбида циркония позволяет исключить взаимодействие прототипа кориума с углеродом в процессе физического моделирования его удержания в корпусе водо- водяного реактора и обеспечивает требуемое время взаимодействия кориума с корпусом.
2. При затвердевании слитка прототипа кориума в условиях, моделирующих остаточное тепловыделение, на его поверхности формируется фрагментированный слой, который образуют несвязанные между собой частицы (средний размер фрагментов 4 – 8 мм), являющиеся продуктом разрушения поверхности слитка при остывании. В области фрагментированного слоя наблюдается минимальное взаимодействие кориума с корпусом реактора, а объем его растет вследствие увеличения отвода тепла от днища реактора.
3. Кроме эффекта проплавления стенки корпуса (толщина проплавленного слоя не превышает 2 – 3мм) установлено локализованное проникновение компонентов прототипа кориума в материал корпуса на глубину до 20 мм при времени взаимодействия около 2 часов. При этом повреждается до 30 % от площади контакта расплава кориума с днищем.
4. Фрагментация кориума и формирование корки керамического расплава на границе кориум – сталь снижают риск выхода расплавленных материалов за пределы силового корпуса аварийного водо-водяного реактора.
Публикации. По теме диссертации опубликовано 15 научных работ, в том числе четыре статьи в изданиях, рекомендованных ВАК, получено два инновационных патента Республики Казахстан No 30667, No 30668 (Приложение Б).
11
Объем и структура работы: диссертация состоит из введения, четырех
глав, заключения, библиографии, трех приложений. Общий объем диссертации 163 страницы. Работа содержит 19 таблиц, 71 рисунок. Библиография включает 130 наименований.
Автор выражает благодарность: научному руководителю диссертационной работы, доктору технических наук, профессору ЮТИ НИ ТПУ Градобоеву Александру Васильевичу; руководителю предприятия ИАЭ НЯЦ РК, доктору физико-математических наук, профессору Скакову Мажыну Канапиновичу; руководителю проекта МНТЦ К-1265, кандидату технических наук Жданову Владимиру Семеновичу за оказанную практическую и методическую помощь при выполнении исследований, а также постоянное внимание и рекомендации в ходе подготовки диссертации; сотрудникам отдела «Материаловедческих испытаний» ИАЭ НЯЦ РК – за активное участие в проведении материаловедческих исследований продуктов взаимодействия прототипа кориума с материалом корпуса реактора.
1. Разработан приборно-измерительный комплекс на основе установки
ЛАВА-Б, для физического моделирования процессов взаимодействия прототипа
кориума с моделью днища силового корпуса водо-водяного реактора, который
удовлетворяет критериям подобия и обеспечивает компенсацию дополнительного
тепловыделения в прототипе кориума путем использования плазматрона
закрытого типа.
2. Комплекс используется в Филиале Института атомной энергии НЯЦ
РК для исследований, что подтверждается актом внедрения (см. Приложение А).
В настоящее время комплекс применяется для исследования взаимодействия
кориума с конструкционными материалами кипящего реактора типа BWR,
аналогичного энергоблоку на АЭС «Fukushima-1» [130].
3. Защитное покрытие графитового наконечника плазматрона на основе
карбида циркония позволяет исключить взаимодействие прототипа кориума с
углеродом в процессе моделирования удержания кориума в корпусе аварийного
реактора, а также увеличить длительность взаимодействия прототипа кориума с
материалом корпуса.
4. Защитное покрытие графитового тигля электроплавильной печи на
основе карбида циркония позволяет исключить взаимодействие прототипа
кориума с углеродом в процессе приготовления его расплава.
5. Разработана методика проведения физического моделирования
физических и физико-химических процессов, протекающих в силовом корпусе
ядерного реактора при тяжелой аварии.
6. Представлены результаты исследования путем физического
моделирования взаимодействия расплава прототипа кориума с моделью днища
силового корпуса реактора ВВЭР-1000 при тяжелой аварии.
7. Выполненные эксперименты по физическому моделированию
подтвердили вероятность удержания расплава кориума в днище аварийного
реактора.
8. При затвердевании слитка прототипа кориума в условиях,
моделирующих остаточное тепловыделение, на поверхности расплава кориума
формируется фрагментированный слой, который образуют несвязанные между
собой частицы кориума (средний размер фрагментов 4 – 8 мм), являющиеся
продуктом разрушения поверхности слитка при остывании. При этом объем
фрагментированного слоя растет с увеличением отвода тепла от днища реактора.
9. Фрагментация кориума и формирование корки керамического
расплава на границы кориум – сталь снижают риск выхода расплавленных
материалов за пределы силового корпуса аварийного реактора.
10. Установлен характер взаимодействия расплава прототипа кориума с
днищем реактора, представлены оценки глубины взаимодействия, определен
состав материала в зонах взаимодействия, идентифицированы образовавшиеся
фазы.
11. Исследования затвердевших слитков прототипа кориума показали, что
материал слитка в основном однородный с микроструктурой, характерной для
оксидно-металлического кориума и состоит из двух основных структурных
составляющих твердый раствор (U,Zr)O2 с ГЦК решеткой двуокиси урана и α-
фаза металлического циркония, стабилизированная кислородом α-Zr(O). Также в
образцах присутствовала в небольших количествах фаза на основе
кристаллической решетки α-урана α-(U,Zr). Наблюдаемая микроструктура
соответствуют основному фазовому составу материала слитка, определенному по
результатам рентгенографического фазового анализа.
12. Кроме эффекта проплавления стенки корпуса (толщина
проплавленного слоя не превышает 2 – 3 мм) установлено локализованное
проникновение компонентов прототипа кориума в материал корпуса на глубину
20 мм. При этом повреждается до 30 % площади контакта расплава кориума с
силовым корпусом реактора, данное обстоятельство необходимо учитывать при
его проектировании.
13. На основании выполненных исследований разработаны
рекомендации, направленные на снижение вероятности выхода расплава кориума
за пределы силового корпуса аварийного реактора.
14. Основные результаты работы вошли в базу данных МНТЦ и
используются при формировании отечественных и зарубежных баз данных
России, Японии, ЕС (Приложение В).
Помогаем с подготовкой сопроводительных документов
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
5 (8 отзывов)
4.9 (298 отзывов)
0 (13 отзывов)
4.9 (20 отзывов)
4.7 (46 отзывов)
5 (8 отзывов)
4.5 (80 отзывов)
4.1 (20 отзывов)
4.9 (5 отзывов)
