Инжиниринговый центр


Новости

АНАЛИЗ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ И ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ОХЛАЖДАЕМОМ РАСПЛАВЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО КОРИУМА ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ РЕАКТОРОВ АЭС

  • 09.06.2019

Д.К. Мещеряков1,2, А.Н. Коваленко1,3, Р.Э. Зыков1

1.Санкт-Петербургский политехнический университет Петра Великого,

2.Научно-производственное объединение по исследованию и проектированию энергетического оборудования им. И.И. Ползунова

3.Физико-технический институт им. А.Ф. Иоффе РАН

АНАЛИЗ ТЕПЛОФИЗИЧЕСКИХ И ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В ОХЛАЖДАЕМОМ РАСПЛАВЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО КОРИУМА

ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ РЕАКТОРОВ АЭС

 

Несмотря на то, что вероятность развития тяжелой реакторной аварии, по оценкам МАГАТЭ, существенно мала, опыт эксплуатации атомных электростанций (АЭС) показывает возможность данных происшествий, в частности, «Three Mile Island», «Чернобыль»,

«Fukushima-1». В связи с серьезным вредом аварий на АЭС, как человеку, так и окружаю- щей среде, параллельно с попытками предотвратить данные инциденты, развивалось направление, и, по минимизации последствий, в дальнейшем из данного направления выделилась проблема локализации высокотемпературного кориума, представляющего собой смесь содержимого ядерного реактора из оксидов урана, плутония и циркония, а также металла внутрикорпусных конструкций, в частности, железа. Для изучения и решения данной проблемы было выполнено большое количество расчетно-экспериментальных работ, как по модельным исследованиям различных сценариев развития тяжелых аварий реакторов на АЭС с плавлением активной зоны, так и по обоснованию концепций обеспечения внутри- и внекорпусного удержания расплава высокотемпературного кориума. Так, при проектировании реакторов средней мощности были разработаны решения внутрикорпусного удержании расплава кори- ума. При использовании данной концепции возникают термомеханические и тепловые нагрузки на корпус реактора в связи с применением наружного водяного охлаждения при его естественной циркуляции, которая для данных реакторов находится в допустимых пределах. Но уже при проектировании новых реакторов АЭС большой мощности было определено, что данные нагрузки увеличиваются, в связи с чем для удержания и охлаждения высокотемпературного кориума стали активно развиваться внекорпусные устройства локализации расплава (УЛР) [1, 2].

Внекорпусные УЛР реализованы в европейском УЛР для АЭС с реакторами типа EPR, на данный момент не внедренном, в связи со сложностью доказательства отсутствия воды в УЛР на момент попадания в него кориума, и отечественном УЛР тигельного типа для АЭС с реакторами ВВЭР [3], внедренном в проектах АЭС “Тяньвань” в Китае и АЭС ”Куданкулам” в Индии с реакторами ВВЭР-1000, в проектах ЛАЭС-2 (г. Сосновый Бор) и НВАЭС-2 (г. Нововоронеж) с реакторами ВВЭР-1200, строящейся Белорусской АЭС (г.Островец), готовя- щихся к строительству Нижегородской АЭС и блока № 2 АЭС «Бушер» (Иран). Для увеличения поверхности теплоотвода и уменьшения температуры поступающего из реактора расплава кориума, а также уменьшения плотности оксидной составляющей кориума, для осуществления инверсии составных частей расплава применяются энергопоглощающие и иммобилизирующие радионуклиды жертвенные вещества. Помимо этого, данные вещества способ- ствуют снижению выхода радиоактивных аэрозолей и потенциально опасных газов, в частности водорода [4]. Возникает ряд трудностей, связанных как с обоснованием применения УЛР, так и с выбором состава жертвенного материала. В связи с невозможностью проведения натурных испытаний, изучение теплофизических и физико-химических процессов взаимодействия расплава кориума с жертвенным материалом, с последующим охлаждением и

 

кристаллизацией кориума, производят экспериментальным методом на маломасштабных стендовых установках. Результаты данных исследований свидетельствуют о тесной взаимозависимости процессов тепло-массообмена, химических реакций и фазовых превращений [5].

Взаимодействие жертвенного материала с расплавом кориума зависит от характера контакта данных материалов и их температур. Данное взаимодействие является твердофазным контактом материалов, которое затем переходит к образованию на границе взаимодействия жидкоподобной двумерной неавтономной фазы, а затем к образованию различных эф- фектов взаимодействия объемных фаз [6]. В связи с пониженной температурой плавления неавтономной фазы конечной толщины в сравнении с объёмными фазами того же состава предопределяется возможность активного начального взаимодействия даже в низкотемпературном диапазоне. При более высоких температурах наблюдается формирование фазовой неоднородности типа «вязких пальцев» в области границы контакта сосуществующих рас- плавов и возникновение неустойчивости межфазной границы [7, 8]. В этих условиях воз- можно образование тугоплавкой корки между оксидной и металлической составляющими кориума, жидкофазное горение на границе взаимодействия жертвенного материала с расплавом кориума, возникновение локальных очагов кристаллизации расплава с последующим их расплавлением, охлаждение расплава кориума, его кристаллизация с возможным формирование вторичных очагов повышенной радиоактивности, связанных с локальным скоплением более тяжелого, относительно всего расплава, радиоактивного вещества и формирование га- зов и аэрозолей [9].

Для описания подобных и других возможных явлений при авариях на АЭС используются специализированные программные коды, разработанные на основе приближенных мо- делей, описывающих исследованные экспериментальные данные. При этом применяется два подхода, соответственно нацеленных на рассмотрение аварийных процессов в целом и на отдельное моделирование происходящих при этом отдельных процессов.

Среди первого подхода можно выделить модели STCP (Source Term Code Package), ESCADRE и MELCOR. Но даже они не охватывают процесс аварии на АЭС с расплавлением активной зоны в целом, так как первая модель не учитывает распространения и взаимодействия расплава кориума с окружающей средой, а вторая не учитывает дополнительно к взаимодействию с окружающей средой еще и взаимодействие с защитной оболочкой. В качестве примеров второго подхода выступают отечественные и зарубежные коды МОСТ, ТЕЧЬ, ДИНАМИКА, РАСПЛАВ, СОКРАТ, ГЕФЕСТ, ГЕФЕСТ-УЛР, МАСКА, МАВР-ТА, BOIL, ATHLET, RELAP, TRAC, CATHARE, SCDAP, MELPROG, VULKAIN, FEMTEM, CONTAIN,

ELIXIR, ASTEC, MAAP и другие [5]. Каждый из данных кодов служит для моделирования узкоспециализированных явлений, либо решения узкопрофильных задач. Так, например, FEMTEM создан для конечно-элементного решения нестационарного уравнения теплопроводности в неоднородных областях сложной геометрии, а для совместного анализа тепло- гидравлических процессов в двухфазных средах разработан программный пакет COMELTA (Core MELt Thermalhydraulic Analysis), компьютерный код RELAP/SCDAP 3.2, а также код КОРСАР. Однако, в связи с различными подходами к построению математических моделей и с разными алгоритмами их решения появляется значительный разброс данных среди различных кодов, иногда даже в рамках одного кода у разных пользователей.

Помимо специализированных программных кодов для описания взаимодействия рас- плава кориума с жертвенным материалом используются приближенные аналитические моде- ли, например, модель жидкофазного горения [10], модель формирования фазовой неоднородности типа «вязких пальцев» в области границы контакта расплавов и возникновения не- устойчивости межфазной границы [8].

 

Несмотря на то, что подобные экспериментальные и программные исследования спо- собствуют лучшему пониманию протекающих процессов и прояснению тесной взаимозависимости тепло-массообмена и фазовых превращений, они не охватывают возможные взаимодействия, проявляющиеся при кристаллизации расплава кориума. В связи с этим необходимо разработать на базе методов синергии теплофизических и физико-химических процессов программную модель взаимодействия расплава кориума с жертвенным материалом, учи- тывающую многообразные эффекты указанного взаимодействия, проявляющихся согласно имеющимся экспериментальным данным в переходных динамических явлениях на уровне неавтономных и объемных фаз при охлаждении и кристаллизации кориума, но лишь частично отраженных отдельными стадиями в известных специализированных программных кодах и приближенных аналитических моделях.

 

ЛИТЕРАТУРА:

  1. Рогов М.Ф., Кухтевич И.В., Хабенский В.Б. и др. Анализ возможности удержания кориума в корпусе ВВЭР-640 при тяжелых авариях с разрушением активной зоны // Теплоэнергетика. № 11. С. 12-15.
  2. Ртищев Н.А. Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС, дис. к. т. н., М , – 228 c.
  3. Мещеряков Д.К., Коваленко А.Н. Анализ концепций и проблем локализации расплава при тяжелых авариях на АЭС // Сб. Неделя науки СПбПУ: материалы научной конференции с международным уча- стием. Институт энергетики и транспортных систем.Ч.1.–СПб.: Изд-во Политехн.ун-та, С.55-58.
  4. Альмяшев В.И., Бешта С.В., Витоль С.А., Грановский В.С., Гусаров В.В., Котова С.Ю., Крушинов Е.В., Лысенко А.В., Сулацкий А.А. Взаимодействие расплава металла с оксидным жертвенным мате- риалом в устройстве локализации кориума при тяжелой аварии АЭС с ВВЭР-1000 // Новые достижения в химии и технологии материалов. — Сборник материалов конференции: СПб,
  5. Бешта С. В. Высокотемпературные процессы с расплавами кориума в проблеме безопасности АЭС с ВВЭР: дис. д. т. н., СПб, 2005. – 462 с.
  6. Kovalenko A.N., Tugova E.A. Thermodynamics and kinetics of non-autonomous phases formation in nanostructures materials with variable functional properties // Nanosystems: physics, chemistry, mathemat- ics, 2018, v.9, No 5 (in print).
  7. В.В. Гусаров, А.А. Малков, А.А. Малыгин, С.А. Суворов. Термически стимулированные транс- формации 2-мерных неавтономных фаз и уплотнение оксидных поликристаллических материалов // Неорганические материалы, 1995. Т. 31, № 3, С. 346-350.
  8. Гусаров В.В., Альмяшев В.И., Хабенский В.Б., Бешта С.В., Грановский В.С. Распределение компонентов между несмешивающимися расплавами в условиях неизотермичности системы // Физика и химия стекла, т. 32, № 6,
  9. 9.Альмяшев В.И. Физико-химическое конструирование функциональных материалов для локализации расплава активной зоны ядерного реактора // дисс. к.х.н., НИТИ – ЛЭТИ, 2015.
  10. 10. Сулацкий А.А. Математическая модель взаимодействия расплава кориума, содержащего цирконий и уран, с жертвенным материалом устройств локализации // Researches, ideas, modern science results, technologies — Современная наука: исследования, идеи, результаты, технологии, №1(12) 2013, с. 55-61.