Локализация и охлаждение кориума в запроектной аварии водо-водяного энергетического реактора при разрушении активной зоны

Локализация и охлаждение кориума в запроектной аварии водо-водяного энергетического реактора при разрушении активной зоны

Автор: Сидоров, Александр Стальевич

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2004

Место защиты: Москва

Количество страниц: 160 с. ил.

Артикул: 2632074

Автор: Сидоров, Александр Стальевич

Стоимость: 250 руб.

СОДЕРЖАНИЕ
Введение
1. Способы и устройства локализации расплава.
1.1. Развитие тяжелой аварии АЭС с ВВЭР
1.2. Внутрикорпусное удержание расплава
1.2.1. Условия удержания расплава в корпусе реактора.
1.2.2. Исследования теплогидродинамических процессов при удержании
расплава в корпусе.
1.2.2.1. Свободноконвективный теплообмен в ванне расплава
1.2.2.2. Кризис теплообмена на наружной поверхности корпуса
1.3. Внекорнусная локализация расплава.
1.3.1. Способы внекорпусной локализации расплава.
1.3.2. Исследования основных процессов при внекорпусной локализации расплава
1.3.2.1. Взаимодействие расплава с бетонами, жертвенными и огнеупорными материалами
1.3.2.2. Растекание расплава по горизонтальной поверхности.
1.4. Заключение
2. Удержание расплава в корпусе ВВЭР средней мощности.
2.1. Анализ теплогидравлических процессов в контуре с естественной циркуляцией теплоносителя системы наружного охлаждения корпуса
2.1.1. Особенности систем безопасности АЭС с ВВЭР0
2.1.2. Теплогидравлические процессы в системе охлаждения корпуса ВВЭР0
2.2. Теплогидравлические процессы в системе наружного охлаждения
корпуса проливом воды под действием гидростатического напора
2.2.1. Система наружного охлаждения корпуса ВВЭР
2.2.2. Анализ устойчивости двухфазного течения
2.3. Анализ удержания расплава в корпусе реактора
2.3.1. Удержание расплава в корпусе ВВЭР0
2.3.2. Удержание расплава в корпусе ВВЭР0.
2.3.2.1. Экспериментальное исследование взаимодействия расплавов субокислснного кориума и стали
2.3.2.2. Модель взаимодействия
2.3.2.3. Расчетный анализ возможных структур ванны расплава на днище
корпуса ВВЭР0.
2.3.2.4. Распределение теплового потока по внутренней поверхности корпуса
2.3.2.5. Температурное состояние корпуса
2.3.2.6. Напряженнодеформированное состояние корпуса.
.2.1. Возможность удержания расплава в корпусе ВВЭР0.
2.4. Заключение
3. Внекорпусная локализация расплава в УЛР АЭС с ВВЭР
3.1. Устройство локализации расплава тигельного типа
3.2. Процессы в УЛР.
3.2.1. Процессы, обусловливающие выбор жертвенного материала
3.2.2. Взаимодействие расплава оксидов и стали, содержащих неокисленный цирконий, с ОЖМ.
3.2.3. Теплогидродинамика кипящей воды, охлаждающей корпус УЛР
3.2.4. Исследование процессов при подаче воды на расплав металла
3.2.5. Кризис теплообмена.
3.2.6. Подкритичность расплава
3.3. Анализ прочности основных элементов конструкции УЛР.
3.3.1. Напряженнодеформированное состояние корпуса УЛР
3.3.1.1. Корпус УЛРТ
3.3.1.2. Корпус УЛРК
3.3.2. Прочность корпуса УЛР при сейсмических воздействиях.
3.3.3. Прочность плиты нижней при динамических воздействиях
3.3.3.1. Сейсмические нагрузки.
3.3.3.2. Отрыв днища корпуса.
3.4. Анализ эффективности тепловых экранов при лучистом
теплообмене с кориумом.
3.4.1. Экспериментальное исследование поведения материала теплозащитных экранов под действием излучения с поверхности кориума
3.4.2. Расчетный анализ тепловых защит.
3.5. Анализ работоспособности УЛР
3.6. Заключение
4. Особенности проектирования систем и устройств локализации расплава.
4.1. Системы наружного охлаждения корпуса реактора.
4.1.1. Особенности системы наружного охлаждения корпуса ВВЭР0.
4.1.2. Устройство наружного охлаждения корпуса ВВЭР0 для модернизации
1,2 блоков КоАЭС и 3,4 блоков НВАЭС
4.2. Особенности проектирования УЛР тигельного типа
4.3. Заключение
Список использованных источников.
ПЕРЕЧЕНЬ УСЛОВНЫХ ОБОЗНАЧЕНИЙ,
СОКРАЩЕНИЙ И СИМВОЛОВ
АБР арматурный блок разгерметизации
АЭС атомная электрическая станция
БАОТ бак аварийного отвода тепла
БГС бетон гематитовый специальный
ВАБ вероятностный анализ безопасности
ВВЭР водоводяной энергетический реактор
ВКУ внутрикорпусное устройство
ГЕ гидроемкость
ГО герметичная оболочка
ГЦК главный циркуляционный контур
ГЦН главный циркуляционный насос
ЕЦТ естественная циркуляция теплоносителя
жм жертвенный материал
КоАЭС Кольская АЭС
МРЗ максимальное расчетное землетрясение
НВАЭС Нововоронежская АЭС
НИР научноисследовательские работы
НУЭ нормальные условия эксплуатации
ОЖМ оксидный жертвенный материал
ПГ парогенератор
ПОЖА пластины из оксидов железа и алюминия
САОЗ система аварийного охлаждения активной зоны
СЖМ стальной жертвенный материал
СПОТ система пассивного отвода тепла
УЛР устройство локализации расплава
УЛРК УЛР АЭС Куданкулам
УЛРТ УЛР АЭС Тяньвань
УНОР устройство наружного охлаждения корпуса
цкс цемент кладочный специальный.
Аг. модифицированное число Архимеда
С степень окисления
теплоемкость, ДжкгК
ог интенсивность генерации, кгм3с
Ок интенсивность конденсации, кгм3с
Б площадь проходного сечения, площадь поверхности
Бг. модифицированное число Фруда
в расход, кгс
ускорение свободного падения, мс
Н глубина, м
И высота контура ЕЦТ, м
I энтальпия, Джкг
К коэффициент запаса до кризиса пузырькового кипения К уранциркониевое отношение
К безразмерный недогрсв жидкости
К безразмерный перегрев пара
Ь протяженность по криволинейной координате, м
М масса, кг, т ш массовая доля
мощность, МВт
критерий Нуссельта
Р давление, МПа
Рг число Прандтля плотность теплового потока, МВтм
объемное тепловыделение, МВтм
И радиус, м
Яа число Рэлея
Яа. модифицированное число Рэлея г теплота плавления, теплота парообразования, Джкг
Т температура, К , С
I время, с
V объем, м
V мольный объем, м3моль
XV скорость, мс
X массовое паросодержание
х мольная концентрация
г координата, м
а коэффициент теплообмена, Втм2К
Р коэффициент объемного расширения, 1К
5 толщина, м
5 относительное удлинение
е деформация
8 степень черноты
О угловая координата, град
0Р полярный угол зеркала расплава, град
X теплопроводность, ВтмК
Л постоянная Лапласа, м
р динамическая вязкость, Па с
р мольная масса, гмоль
П периметр, м
р плотность, кгм3, гсм3, тм
о напряжение, МПа
а поверхностное натяжение, Нм
о постоянная СтефанаБольцмана, Втм2К
т время, с
Ф истинное объемное паросодержание.
Индексы б, бок боковой гор горячий
гр граничный
доп допускаемый
ж жидкость
к конечный
кр критический
мет металл
н недогрсв до температуры насыщения
н нижний
об обогреваемый
оке оксиды
п пар
пл плавление
пов поверхность
св свободный
ст сталь
хол холодный
эк экстракция
эф эффективный
с кориум
вниз
эффективный
пленочное кипение
шах максимальный
i минимальный
г радиационный
поверхностный
бс вбок
ир вверх
V объемный
О начальный
X суммарный
оо вдали от поверхности
среднее значение
жидкость на линии насыщения
пар на линии насыщения.
ВВЕДЕНИЕ
Актуальность


При спокойном поступлении расплава кориума в бетонную шахту его взаимодействие с бетоном приводит к газоаэрозолеобразованию, повышающему давление в контейнменте и увеличивающему радиационную нагрузку за пределами защитной оболочки даже при ее проектных неплотностях. Особую опасность представляет возможность разрушения расплавом кориума бетонного основания контейнмента, проникновения расплава в грунт т. Для исключения и существенного ослабления наиболее опасных последствий тяжелой аварии разрабатываются способы и устройства локализации расплава в пределах защитной оболочки контейнмента и, как частный случай, в корпусе реактора. Ниже рассматриваются все основные идеи и предложения подобного рода, а также выполненные в обоснование этих предложений исследования. Как отмечалось выше, запроектная авария с длительным осушением активной зоны ВВЭР, при которой происходит разрушение активной зоны тяжелая авария может произойти вследствие сочетания маловероятных исходных событий и отказов систем безопасности, обеспечивающих подпитку 1го контура и расхолаживание реактора. В этих условиях неизбежным становится нарушение трех барьеров безопасности топливной матрицы, оболочек твэлов и ограждения 1го контура. Последний из перечисленных барьеров, в отличие от первых двух, нарушается не непосредственно изза разогрева остаточным тепловыделением в топливе, а либо как исходное событие разгерметизация, течь из 1го контура, либо при срабатывании предохранительных клапанов иили клапанов принудительной разгерметизации, либо, при отказе последних, вследствие разрыва трубопроводов 1го контура например, трубчатки парогенераторов изза их ослабления при разогреве конвекцией водяного пара. При этом, даже без принятия какихлибо мер по управлению аварией, корпус реактора длительное время сохраняет целостность разрушение корпуса как исходное событие ввиду чрезвычайно малой вероятности при анализе запроекгных аварий не рассматривается 4. ЗПА, что позволяет удержать разрушенную активную зону, находящуюся в наиболее опасном состоянии по своим радиационным последствиям. Впервые идея удержания расплава в корпусе реактора была высказана Теофанусом в г применительно к условиям АЭС Ловииса с ВВЭР0 3 и реализована в процессе модернизации этой станции . Под руководством Теофануса обоснование удержания расплава в корпусе реактора было выполнено для проекта реактора средней мощности АР0 8, 9. Независимо та же концепция была рассмотрена в работах Генри , применительно к i и Ходжа . В России эта идея реализуется в проекте АЭС с ВВЭР0 и в проектах АЭС малой мощности . За рубежом применительно к удержание расплава в корпусе предусматривается в проекте АР, в котором используются и развиваются принципы пассивных систем безопасности АР0. Применительно к эта концепция принята для реактора . Необходимые условия удержания расплава в корпусе реактора представляются вполне очевидными наружная поверхность корпуса должна охлаждаться водой, вода должна быть подана до начала поступления расплава на днище, должна быть обеспечена возможность отвода генерируемого водяного пара, убыль воды при ее кипении должна компенсироваться. Перечисленные требования вытекают из неявного предположения о том, что развитие ЗПА в ее тяжелой фазе не может привести к нарушению целостности корпуса иначе, как его проплавлением поступающим на днище корпуса реактора расплавом кориума, если корпус к этому моменту не будет снаружи затоплен водой, поэтому, являясь необходимыми, эти требования априори не могут считаться достаточными. Рассмотрим прежде всего процессы на промежуточной стадии тяжелой аварии между началом плавления активной зоны и завершением формирования ванны расплава на днище корпуса, которые, в принципе, могут привести к динамическим повреждениям корпуса. Разогрев активной зоны под действием остаточного тепловыделения приводит к плавлению топлива и оболочек твэлов. Перемещение расплава ограничивается блокировками при его намерзании на относительно холодных элементах, вследствие чего в пределах активной зоны формируется ванна расплава. По мере увеличения ее объема и разогрева рано или поздно возникают условия для прорыва расплавом преграды на пути его перемещения на днище корпуса.

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.206, запросов: 237