Анализ развития и особенности управления запроектными авариями реактора РБМК - 1000 с длительным разогревом активной зоны

• Автор: Гмырко, Владимир Евгеньевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2014
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 146 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
1. Введение

2. Усовершенствование модели активной зоны РБМК в коде RELAP5/mod3.

2.1. Общая методология

2.1.1. Контур многократной принудительной циркуляции

2.1.2. Моделирование активной зоны

2.1.3. Моделирование системы паропроводов

2.1.4. Моделирование системы подачи питательной воды

2.1.5. Моделирование САОР

2.1.6. Система автоматического регулирования тепловых параметров энергоблока

2.1.7. Модель КСКУЗ реактора
2.1.8. Модель газового объёма в пределах реакторного пространства
2.2. Усовершенствованная модель эквивалентного топливного канала
2.2.1. Моделирование теплопередачи излучением
2.2.2. Моделирование теплопередачи от графитовых блоков реактора к теплоносителю
2.3. Разработка «постпроцессора»
2.3.1. Программа «SPPR»
2.3.2. Программа «SPPR Reader»
2.4. Заключение
3. Анализ аварии при полном обесточивании собственных нужд энергоблока
3.1. Постановка задачи
3.2. Расчетная модель
3.3. Расчет «базового» сценария аварии
3.4. Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора (без снижения давления в КМПЦ)
3.5. Сценарий с принудительным сбросом давления (без открытия задвижек от ГБ САОР)
3.6. Сценарий с подачей воды из ГБ САОР на обе половины реактора и принудительным сбросом давления
3.7. Заключение
4. Анализ аварий, вызванных разрывом трубопроводов большого диаметра при отказах САОР
4.1. Исходные события
4.2. Анализ поведения реакторной установки
4.3. Заключение
5. Анализ всплеска давления в КМПЦ при восстановлении охлаждения
разогретой активной зоны
5.1. Восстановление охлаждения активной зоны в теплоотводных авариях, с
сохранением герметичности КМПЦ
5.2. Восстановление охлаждения активной зоны в авариях, вызванных разрывом
трубопроводов большого диаметра
5.3. Заключение
6. Заключение
Список сокращений
Литература

1. ВВЕДЕНИЕ
Безопасность и социальная приемлемость АС в значительной степени связывается с риском возникновения реакторной установке запроектных аварий, предотвращение и ослабление последствий которых, при существующих свойствах самозащищённости, составляет основное содержание 3-го и 4-го уровней концепции глубокоэшелонированной защиты (п.1.2.3 ОПБ 88/97 [1]). 3-й уровень защиты предполагает предотвращение запроектных аварий системами безопасности, а 4-ый - управление запроектными авариями.
Для запроектных аварий, т.е. аварий, вызванных не учитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающихся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа или реализацией ошибочных действий персонала, наиболее значима тяжёлая стадия развития. На этой стадии, определяемой в ОПБ 88/97 (п. 62 основных терминов), как «тяжёлая запроектная авария», повреждение твэлов превышает максимальный проектный предел, и может быть достигнут предельно допустимый выброс радиоактивных веществ в окружающую среду
Потенциальная возможность возникновения тяжёлых аварий обуславливается:
• полными запасами реактивности больше (Зэфф и различными эффектами реактивности (температурные, пустотные, плотностные и т.д.) в активной зоне;
• реальностью нарушения баланса энерговыделения и теплоотвода в активной зоне, а также потерей стока тепла от реакторной установки;
• возможными «пороговыми» эффектами в развитии аварий, приводящими к потере конструктивной целостности РУ или сооружений АС;
• возможностью техногенных и природных воздействий на АС;
• «человеческим» фактором на всех этапах жизненного цикла АС.
*) Предельно допустимый аварийный выброс - это выброс основных дозообразующих радионуклидов в окружающую среду, при которых дозы облучения населения на границе зоны планирования защитных мероприятий и за её пределами с вероятностью 10 7 реактор/год не должны превышать, регламентированных в действующих нормах радиационной безопасности значений, требующих эвакуации населения за пределы зоны планирования защитных мероприятий (п. 1.2.17 ОПБ-88/97, [1])

отдельных моделей для каждой половины реактора обусловлено в значительной степени независимостью двух петель циркуляции теплоносителя.
К Газовый 1 В объем Р11 ; : выше в активной 1 [ зоны
1 Газовый р|
объем РП на частке , активной | зоны ^ 3 і х е і & £ 2 ' = о * * 2 0 С- =0 С ! О Ї С
| Газовый я Ш объем РП | ниже В активной А г зоны ] 1|
Левая половина реактора Правая половина реактора
Рис. 2.6. Модель газового контура в пределах РП 2.2. Усовершенствованная модель эквивалентного топливного канала 2.2.1. Моделирование теплопередачи излучением
Как описано выше, все твэлы моделируются одной эквивалентной тепловой структурой с эффективной площадью внешней поверхности. Модель теплопередачи излучением в топливном канале оперирует двумя поверхностями, одна из которых соответствует поверхности 18 твэлов, а вторая - внутренней поверхности канальной трубы.
Таким образом, код Ке1ар5 позволяет учесть передачу тепла излучением, в том числе для условий запроектной аварии РБМК. Точность моделирования опирается на определение угловых коэффициентов облучения для нетривиальной внутренней структуры канала. Величина коэффициентов может быть найдена упрощенно [48], как, например, это сделано в [45]. Однако получаемый таким образом результат не может претендовать на точность, при