Анализ развития и особенности управления запроектными авариями реактора РБМК - 1000 с длительным разогревом активной зоны тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Гмырко, Владимир Евгеньевич

• Гмырко, Владимир Евгеньевич
• кандидат наук
• 2014

Оглавление диссертации кандидат наук Гмырко, Владимир Евгеньевич

СОДЕРЖАНИЕ

1. Введение

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

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

ч 2.2.1. Моделирование теплопередачи излучением

2.2.2. Моделирование теплопередачи от графитовых блоков реактора к теплоносителю

ч

41

2.3. Разработка «постпроцессора»

2.3.1. Программа «SPPR»

^ 2.3.2. Программа «SPPR Reader»

2.4. Заключение

■ч

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

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Анализ развития и особенности управления запроектными авариями реактора РБМК - 1000 с длительным разогревом активной зоны»

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 средуЧ

Потенциальная возможность возникновения тяжёлых аварий обуславливается:

• полными запасами реактивности больше рэфф 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])

Возможные запроектные тяжелые аварии можно классифицировать по типу процессов, определяющих характер развития аварийных последовательностей (реактивностные и тепловые) по времени достижения тяжелых повреждений реактора и по степени повреждения реактора.

Работы по модернизации энергоблоков РБМК позволили существенно повысить их безопасность, что выразилось в снижении рассчитанной вероятности тяжелого повреждения активной зоны до величин, удовлетворяющзих критерию МАГАТЭ для действующих АЭС (~10~4 1 /реакт.год) [2]. Наибольший вклад в риск тяжелого повреждения реактора, как показывает анализ безопасности реакторных установок (итоги которого отражены, например в [3]) дают запроектные тепловые аварии, вызываемые отказами оборудования и систем (~10"5 1 /реакт.год).

Но, несмотря на отмеченную малую вероятность тяжёлых аварий, предписываемую нормативными документами, они являются социально неприемлемыми, что подтверждается событиями на АС «ТМ1», 4-ом энергоблоке ЧАЭС, АС «ГикиэЫта» и требует их исследования [4,5,6].

Для эффективного управления запроектными авариями требуется наличие:

• сформулированных целей управления;

• разработанной общей стратегии и соответствующей технической документации

(руководств) по управлению запроектными/тяжёлыми авариями для достижения

основной цели управления - ослабление последствий запроектной аварии.

Общие цели управления авариями достаточно универсальны:

• восстановление ОФБ;

• предотвращение повреждения активной зоны;

• ограничение эскалации аварийных последовательностей;

• минимизация выхода радиоактивных продуктов деления в окружающую среду.

Стратегия управления запроектными авариями должна учитывать временную

классификацию, характеризующую время, располагаемое оперативным персоналом для принятия решений.

Последовательности событий с возможностью предотвращения повреждения активной зоны согласно «временной» классификации МАГАТЭ [7] подразделяются на:

• группу аварий, для которых время развития до стадии тяжёлого повреждения короткое - 5-НЮ мин, но реальное для противоаварийных действий персонала и

• группу медленно развивающихся аварий с доступным временем для принятия решений (> 60 мин).

Исходные события и аварийные последовательности с очень малым временем достижения тяжелых состояний активной зоны должны быть вероятностно-незначимы, поскольку возможность вмешательства оператора в смягчение последствий этих аварий маловероятна. Малая вероятность таких событий должна обеспечиваться благодаря высокой надежности оборудования и систем безопасности АС.

Управляющие действия для 1-ой группы аварий из-за ограниченности времени могут выполняться, в основном, с использованием дистанционных средств управления оборудованием систем безопасности и систем важных для безопасности и отчасти с использованием управляющих действий «по месту».

Признаками аварий этой группы для РБМК могут быть:

• повышение давления (влажности) в помещениях СЛА;

• достаточно быстрое падение давления в КМПЦ и снижение уровня в БС;

• снижение расхода через РГК при нормальной мощности и давлении в КМПЦ.

Для медленно развивающихся аварий (2-я группа) помимо использования дистанционного управления оборудованием и системами РУ возможно использование общеблочного и общестанционного оборудования, межблочных связей по электропитанию и т.д., а также эффективное управление оборудованием «по месту»: открытие или закрытие запорной или регулирующей арматуры с помощью ручного привода, организация подпитки реактора от альтернативных источников и т.д. Примерами этой группы аварий могут быть, например, потеря электроснабжения с частичным или полным отказом всех дизель-генераторов, длительная потеря питательной воды, потеря технического водоснабжения и т.д.

Признаками подобных аварий могут быть:

• отсутствие энергоснабжения собственных нужд и отказ аварийного электроснабжения;

• снижение/прекращение расхода питательной воды;

• снижение давления в коллекторе технической воды;

• потеря уровня в БС при работающих ГПК и т.д.

Причём в каждой из этих групп аварий также можно выбрать исходное событие, последовательность развития которого такая же, как и для других ИС, но консервативна по времени управляющих действий оператора.

Степень повреждения реактора РБМК определяется степенью повреждения физических барьеров безопасности активной зоны и количеством повреждённых барьеров. Так, повреждение активной зоны в зависимости от типа аварии может оставаться локализованным в границах одного топливного канала, группы каналов, подключенных к одному раздаточному групповому коллектору, каналов одной петли (половина активной зоны) или распространиться при полной потере охлаждения на всю активную зону. «Компактно однородно» активная зона ведет себя только в авариях с длительной потерей теплоотвода и стока тепла.

Весь диапазон изменения состояний элементов активной зоны РБМК при перегреве до плавления приведён на Рис. 1.1. Состояние элементов активной зоны были получены на основании обобщения зарубежного опыта, а также многолетних исследований специалистами ОАО «НИКИЭТ» вопросов поведения твэлов, канальных труб и графитовых конструкций в условиях разогрева, опубликованных в литературе и вошедших в отчеты ОАО «НИКИЭТ» (например [8-19] и пр.). Как видно из Рис. 1.1 «критическими» температурными диапазонами, определяющими различную степень повреждения элементов активной зоны, и, соответственно, возможный уровень радиационных последствий, можно считать:

• стадию нагрева твэлов до температур 700-И 200°С (разгерметизация оболочек твэлов при обжатии в области температур ~ 1000+- 1200°С и давлении в КМПЦ > 2 МПа и при раздутии оболочек для t > 700°С и давлении в КМПЦ < 2 МПа; выход из зазоров твэлов ПД (газообразных и паров 1 и Cs) в количестве долей процента в час от их общего количества в твэлах; частичная блокировка проходного сечения TBC; разрыв канальных труб при высоком давлении и образование «свищей» в трубах при низком давлении; плавление алюминиевых элементов стержней РР и A3 каналов СУЗ; начало пароциркониевой реакции);

• диапазон температур твэлов ~ 1200-И 800°С (начало интенсивной пароциркониевой реакции (при наличии пара) с генерацией водорода; дополнительные повреждения оболочек твэлов; выход газообразных и летучих продуктов деления по границам зон

изменённых структур топлива от 10 до 50 % в час от их общего количества в твэлах; плавление дистанционирующих решёток);

перегрев твэлов выше 1800°С (начало образования эвтектик топлива с цирконием и последующее плавление топлива с выходом практически всех оставшихся летучих продуктов деления, начало выхода нелетучих продуктов деления из топлива; плавление В4С и титаната диспрозия; начало плавления всех элементов активной зоны; полная блокировка проходных сечений ТК).

3000 2800

ь

Расплавление всех материалов активной зоны

2600 . 2400

I

2200 __

Плавление В4С и титаната диспрозия

2000 1800 1600 _J_ 1400 1200 1000 JI 800 JI 600

!

Плавление циркониевой оболочки и а- Zr (О)г

Взаимодействие эвтектики с ZrC2 и/или U02

Фрагментация твэлов

Плавление стальных дистанционирующих решеток и оболочек ПЭЛ КРО

Образование зон изменённых структур в топливе Образование эвтектики сталь-цирконий Интенсивная пароциркониевая реакция

Потеря целостности оболочек твэлов при обжатии

I

Потеря целостности канальных труб при низком давлении Обрыв центрального стержня/трубы TBC

Потеря целостности оболочек твэлов при раздутии

Разрыв канальных труб при высоком давлении

Плавление алюминиевых элементов стержней РР и АЗ каналов СУЗ

Рис. 1.1 Состояния элементов активной зоны РБМК при увеличении температуры

В зависимости от характеристик аварийного сценария и ожидаемых процессов, расчетные исследования аварий выполняются с привлечением различных кодов.

Основным средством анализа состояния активной зоны РБМК на начальной стадии развития запроектных аварий в диапазоне температур ~ 600-И 200°С является код RELAP5/mod3.2 [20], переданный для некоммерческого использования предприятиям Минатома в рамках программы «ТЕРМОКОД».

Так с помощью адаптированной для РБМК версии кода RELAP5/Mod 3.2 в рамках проекта "TACIS" R 2.30/94 были выполнены анализы отдельных аварий с отказом оборудования при отказе первой системы останова реактора и аварий с блокировкой расхода через РГК. Анализ развития процессов после полного обесточивания энергоблока № 2 ЛАЭС приведён в отчёте 1998 г. (результаты этих исследований отражены в [21, 22]). Особенностью моделирования активной зоны РБМК в этих расчётах был не учёт процессов излучения между TBC и канальной трубой и постоянство термического сопротивления между канальной трубой и графитовыми блоками в области колец твердого контакта, что ограничивало корректность результатов областью максимальных температур оболочек твэлов ~ 700-^750°С.

С учётом процессов излучения только для двух эквивалентных каналов максимальной мощности в половине активной зоны выполнены расчёты процессов разогрева реактора и анализ мер по управлению аварией с полным обесточиванием, которые приведены в отчётах РНЦ КИ (Например «Управление запроектными авариями с полным обесточиванием энергоблока», 2006г., «Анализ мер по управлению аварией с полным обесточиванием, включая состояние с тяжёлым повреждением топлива», 2007 г., и др.).

Моделируя процессы излучения между TBC и канальной трубы для 6-и эквивалентных каналов 2х РГК «аварийной» половины реактора и 3х эквивалентных каналов «неаварийной» половины, автор выполнил расчёты последствий обесточивания насосной СНТВ, последующего отказа оборудования и полного обесточивания для энергоблока № 1 ЛАЭС (Отчет ФГУП НИКИЭТ «Расчётный анализ протекания и радиационных последствий запроектной аварии, связанной с обезвоживанием активной зоны, на реакторе РБМК-1000 энергоблока № 1 ЛАЭС», 2007 г.).

Во всех этих работах с учётом принятых допущений оценены также возможности задержки начала разогрева активной зоны при использовании «пассивного» источника воды

баллонной САОР и рассмотрены последствия восстановления охлаждения активной зоны в зависимости от её теплового состояния и расходов аварийной воды.

Полученные результаты коррелируют между собой, но для снятия излишнего консерватизма и большей достоверности выводов в области температур активной зоны РБМК выше 750°С целесообразно дальнейшее совершенствование в коде RELAP 5/Mod 3.2 моделей теплообменных процессов и термомеханических характеристик в системе TBC - канальная труба - графитовый блок ячейки - соседние графитовые блоки.

Для анализа стадий аварии с плавлением материалов активной зоны и сопровождающих процессов (область температур > 1200°С, см. Рис. 1.1) обычно используются либо комплексные механистические коды, либо «простые» параметрические коды. Комплексные механистические коды позволяют оценивать развитие процессов без эмпирических замыкающих корреляций, которые для РБМК отсутствуют, а «простые» коды, основанные, как правило, на уравнениях сохранения, дают возможность получить ответы о временных масштабах и осреднённых параметрах различных процессов в условиях больших неопределённостей.

Из механистических кодов, которые можно использовать для оценки внутризонных процессов деградации топливных каналов, можно отметить код RELAP5/SCDAP, ATHLET CD, а также разработанный в последние годы для корпусных реакторов отечественный код СОКРАТ. Использование этих кодов позволяет вести «сквозной» расчёт аварийного процесса, включая как чисто теплогидравлические процессы, так и этапы разрушения и плавления топливных каналов.

В НИКИЭТ для РУ РБМК в начале 90-х годов разрабатывались код MELTING и код CRASH [23], предназначенные для расчёта деградации топливного канала РБМК при запаривании на уровне остаточных энерговыделений и расчёта температурного режима графитовой кладки при остаточном энерговыделении с учётом возможной подачи газа/воздуха в РП и топливные каналы. Код MELTING учитывал возможности плавления оболочек твэлов, канальной трубы, дистанционирующих решёток и топлива, стекания расплава в нижнюю часть канала и в вертикальный участок водяных коммуникаций и затвердевания его на любом уровне. Модели кода CRASH учитывали также процессы горения графита и циркония. Но разработка этих кодов из-за отсутствия финансирования была прекращена.

В конце 90-х годов в рамках совместного проекта между США (А1ЧЬ) и РФ (МЦЯБ) «Программа управления авариями для реакторов советского проектирования» была выполнена работа по оценке характера разрушения активной зоны РБМК с помощью использования для ТК модели «свечи» кода МЕЬССЖ [24] в тракте контура циркуляции РБМК от запорно-регулирующего клапана (ЗРК) до барабана-сепаратора при заданных граничных условиях на входе и выходе тракта [25]. Тестовые расчёты разогрева обезвоженного ТК по этому коду, выполненные в А1ЧЬ [26] и НИКИЭТ [27, 28] позволили оценить процессы окисления, плавления и деградации элементов модельного эквивалентного ТК и показали принципиальную возможность его применения к анализу тяжёлых состояний активной зоны РБМК при условии дальнейших исследований чувствительности результатов к определяющим параметрам и верификации используемых в коде моделей. Однако эти работы также не были продолжены.

В настоящее время выполняется работа по оценке применимости к анализу тяжёлых повреждений активной зоны РБМК кода СОКРАТ, разработанного в ИБРАЭ [29].

Итак, на сегодняшний день сформировалась структура стратегии и основные подходы к анализу запроектных аварий и используемый для этого анализа инструментарий [20, 23-36]. В тоже время, в связи с событиями на АЭС «РикизЫта», \VANO были разработаны рекомендации для проведения стресс-тестов, направленных на анализ устойчивости АЭС, в том числе, при развитии запроектных сценариев. По поручению Правительства Российской Федерации от 19.03.2011, на основании рассмотрения сценариев воздействия аномальных внешних событий на АЭС России, Госкорпорацией «Росатом» совместно с Ростехнадзором разработан отраслевой план по повышению уровня безопасности действующих российских АЭС, включающий в себя среднесрочные и долгосрочные мероприятия по исключению катастрофических последствий аномальных внешних событий (Направлен письмом ГК «Росатом» от 15.04.2011 № 1-8/12394 в адрес Заместителя Министра энергетики РФ). Среди мероприятий плана предусмотрено:

-выполнение целевых проверок и анализ обеспечения безопасности АЭС при экстремальных воздействиях;

-выполнение дополнительного анализа сценариев запроектных аварий с учетом влияния соседних блоков и уроков на АЭС АЭС «РикиэЫта»;

-разработка дополнительных проектных решений и их реализация в обеспечение устойчивости АЭС при развитии аварий;

-корректировка противоаварийных инструкций и руководств в части действий персонала по управлению аварией;

-актуализация нормативных документов.

В рамках реализации указанного плана, требуется разработка (совершенствование) моделей и средств анализа, направленная на повышение точности оценки степени повреждения активной зоны, которая является основным источником радиоактивных материалов и энергии (тепло и давление), оценки процессов, сопровождающих восстановление контролируемого состояния РУ, а также оценки «окон времени» (располагаемого времени) для управляющих действий оператора. Разработка технической документации, затрагивающей область действий персонала при управлении запроектными ариями, базируется на анализе представительных аварийных последовательностей, различающихся по скорости протекания процессов и достигнутой тяжести состояния активной зоны. Рекомендации, входящие в РУЗА для РБМК (см., например [30]) сформированы на основе выполненного анализа представительных запроектных аварий, который требует усовершенствования используемых методик и расчетных средств.

Именно этим вопросам и посвящена диссертация. Исходя из состояния вопроса, кратко представленного выше, в диссертации рассматри ваются:

• усовершенствование модели активной зоны РБМК в RELAP5/Mod3.2 для анализа процессов при запроектных авариях на стадии разогрева до температур ~ 1200-И 300°С (модель излучения между TBC и канальной трубой, модель эквивалентного термического сопротивления в области колец твёрдого контакта) и предлагается разработка «постпроцессора» для эффективной обработки больших массивов результатов расчётов;

• значимость различных факторов (сброс давления в КМПЦ, использование «пассивных» источников воды энергоблока) для задержки повреждения физических барьеров безопасности активной зоны при полном обесточивании собственных нужд энергоблока с РБМК;

• оценка минимальных «окон времени» для управляющих действий персонала при разрывах трубопроводов большого диаметра контура циркуляции РБМК в условиях отказа САОР;

• оценка угрозы повышения давления в циркуляционном контуре при восстановлении охлаждения перегретой активной зоны;

• усовершенствование рекомендаций по управлению авариями на стадии предупреждения развития тяжелого повреждения активной зоны.

Анализ запроектных аварий рассматривается для энергоблоков второго поколения РБМК.

Общие вопросы, связанные с адаптацией и верификацией кода И.ЕЬАР5/Мос13.2 применительно к проблемам безопасности энергетических установок с реакторами типа РБМК, подробно рассмотрены в период подготовки углубленных оценок безопасности РБМК (например [37-41]). Разработанные при этом модели и методики исследования адаптированы, в основном, для исследования проектного протекания аварий, оперируя, в том числе, широким ■« применением консервативного подхода. В рассматриваемых в диссертации запроектных

, авариях могут реализовываться специфические режимы, не характерные для условий

протекания проектных аварий, что требует уточнения используемых при исследованиях моделей.

3 Гак, в запроектных авариях с потерей теплоотвода от активной зоны влияние на

температурный режим твэлов могут оказывать процессы теплообмена в графитовой кладке реактора, существенно зависящие от термического сопротивления области расположения колец «твердого контакта». В практике эта область моделируется гомогенной средой с эквивалентным коэффициентом теплопроводности, зависящим от температуры [41-45, 37], без учета изменения эффективной теплопроводности области расположения КТК при деформации канальных труб, что может оказывать влияние на динамические характеристики процессов, сопровождающих, например, восстановление охлаждения активной зоны реактора.

Еще одним механизмом теплопередачи, оказывающим существенное влияние на теплообмен в условиях теплоотводных запроектных аварий, является излучение от твэлов на поверхность канальной трубы. Следует отметить, что в большинстве выполненных ранее расчетных исследований (с использованием кода И.е1ар5) аварий реактора РБМК данный

механизм теплопередачи не учитывался (либо учитывался частично), что обуславливает завышение получаемых температур твэлов (см., например, [21, 44, 45, 46] и др.).

В расчетной практике при описании процессов излучения широкое распространение получило использование «угловых» коэффициентов для определения доли энергии, передаваемой от излучающей поверхности к облучаемой [47]. Вследствие сложности геометрии, угловые коэффициенты излучения зачастую рассчитываются приближенно (например с использованием метода «натянутых нитей» [48, 45]), а их применение, в силу специфики синтаксиса кода Relap5, ограничивается несколькими каналами. Кроме этого, ряд задач может потребовать учета возможных формоизменений геометрии канальных труб и TBC.

Повышение точности расчетных оценок, равно как и обоснование применявшихся ранее моделей, требует широкого использования возможностей кода для описания процессов излучения во всех моделируемых каналах с привлечением наиболее точных методов определения угловых коэффициентов. Исходя из современных возможностей вычислительных ч средств, угловые коэффициенты целесообразно получать путем прямого расчета, что, в свою

-ч очередь, требует разработки специализированных программных средств.

К полезным программным средствам можно также отнести программы обработки расчетных результатов («постпроцессоры»), повышающие качество и эффективность ^ выполняемых исследований. Актуальность данной задачи обусловлена отсутствием подобных

программ для кода Relap5/mod3.2.

Вопросы совершенствования моделирования и анализа запроектных аварий рассмотрен в разделе 2.

Сценарий аварии с полным обесточиванием энергоблока с РБМК-1000 и длительной невозможностью восстановления энергоснабжения насосов систем аварийного охлаждения и подпитки реактора, рассматриваемый в разделе 3, по последствиям охватывает большой спектр тепловых аварий с возможными тяжёлыми последствиями при отказе обеспечивающих систем и оборудования реакторной установки.

Целью выполнения анализа этого сценария была оценка эффективности использования имеющихся пассивных ресурсов воды РУ (гидробаллоны САОР, деаэраторы) и средств снижения давления в КМПЦ (ГПК, БРУ-К), которая определялась временным интервалом до потери физических барьеров безопасности (канальные трубы, оболочки твэлов). Выполненные

ранее исследования (в рамках [44, 45, 50, 21, и др.]), результаты которых вошли в «Руководство по управлению запроектными авариями...» энергоблоков с реакторами РБМК [30], были посвящены, в основном, эффективности использования запасов воды, сохранившихся в КМПЦ. При этом не учитывалась возможность пассивной подпитки реактора водой из питательного тракта, а в моделях активной зоны, использованных в упомянутых работах, не учитывался перенос тепла от твэлов к канальной трубе излучением.

В разделе 4 рассмотрены аварии, вызванные разрывом трубопроводов КМПЦ большого диаметра.

Сохранение физических барьеров безопасности активной зоны (топливо, оболочки твэлов, канальные трубы) при авариях с потерей теплоносителя после заглушения реактора определяется главным образом быстродействием и производительностью САОР. Отказ на срабатывание САОР по требованию оценивается величиной ниже, чем 10"4. В случае такого отказа протекание аварии существенно ужесточается, появляется риск быстрого обезвоживания активной зоны реактора и последующего разогрева твэлов и канальных труб.

Выше указывалось, что аварии с периодом развития до тяжелого состояния активной зоны 5-^-10 минут (реальным для начала принятия противоаварийных действий) из-за ограниченности времени могут управляться в основном с использованием дистанционных средств управления оборудованием систем безопасности и систем нормальной эксплуатации, сохранивших работоспособность.

Первоочередной задачей исследования данного класса аварий является определение «окон времени» для принятия решений, а также изыскание возможностей по их увеличению.

Раздел 5 посвящен исследованию динамических эффектов, сопровождающих восстановление охлаждения активной зоны реактора.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Гмырко, Владимир Евгеньевич, 2014 год

ЛИТЕРАТУРА

1. Госатомнадзор России. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. ПНАЭ Г-01-011-97. Москва, 1997.

2. Гмырко В.Е., Гроздов И.И., Никитин Ю.М. и др. Реакторы канального типа как составная часть ядерной энергетики России // Атомная энергия. - 2007. - Т. 103. -Вып. 1.-С. 29-36.

3. Андреева Л.Ш., Голубков A.B., Журавлева И.В., и др. Результаты ВАБ-1 для внутренних инициирующих событий 4-го энергоблока Курской АЭС // Годовой отчет НИКИЭТ - 2014. - М.: НИКИЭТ, 2014. - С. 271-272.

4. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. ПНАЭ Г-1-024-90. Москва, 1990.

5. Ростехнадзор. Руководство по безопасности. Рекомендации к содержанию отчета по углубленной оценке безопасности действующих энергоблоков атомных станций (ОУОБ АС). РБ-001-05. Москва, 2005.

6. Комментарий к общим положениям обеспечения безопасности атомных станций ОПБ-88/97. //Госатомнадзор России. Москва, 2003.

7. IAEA-TECDOC-1299. Regulatory review of probabilistic safety assessment (PSA) level 2. Prepared jointly by the IAEA and the OECD Nuclear Energy Agency IAEA, 2001, ISSN 1011-4289.

8. Крючков И.И., Никитин Ю.М., Шпанский C.B. Исследование разгерметизации и разрушения канальных труб в аварийных условиях // Годовой отчет НИКИЭТ - 1993. -М.: НИКИЭТ, 1993.-С. 112-113.

9. Никитин Ю.М., Шпанский C.B.. Целостность канальных труб реакторов РБМК в аварийных условиях // Годовой отчет НИКИЭТ - 1998. - М.: НИКИЭТ, 2014. - Т.1.-С. 81-84.

10. Новосельский О.Ю., Василевский В.П., и др. Пределы безопасной эксплуатации реакторной установки РБМК-1000 // Годовой отчет НИКИЭТ - 2002. - М.: НИКИЭТ, 2002. - С.121-123.

11. Новосельский О.Ю., Жуков И.Г., Купалов-Ярополк А.И. и др. Критерии приемлемости в анализах безопасности АЭС с РБМК-1000 // Годовой отчет НИКИЭТ

- 2002. - М.: НИКИЭТ, 2002,- С. 119-121.

12. P.V. Shebaldov at al. Е 110 Alloy Cladding Tube Properties and Their Interrelation with Alloy Structure-Phase Condition and Impurity Content. ASTM, STP 1354, 2000.

13. Артемов В.И., Яньков Г.Г., Карпов В.Е., Еркимбаев А.О. Анализ моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов в аварийных ситуациях. // Теплофизика высоких температур. - 1998. - Т. 36. - № 3. - С. 489-495.

14. Пелецкий В.Э., Грищук А.П., Мусаева З.А. Кинетические свойства реакторного сплава Э-110 в области высоких температур // Теплофизика высоких температур. -1994.-Т. 32,-№6.-С. 820.

15. Ch. Blahnik. "CANDU fuel channel integrity", IAEA Top. Meeting on MPTR Analysis in Channel Type Reactor, Moscow, 31 Jan. - 4 Feb., 1994.

16. Новосельский О.Ю. Филинов B.H., Крючков И.И. Исследование поведения технологических каналов РБМК в условиях аварийного разогрева // Атомная энергия.

- 1995.-Т. 78.-Вып. З.-С. 155-160.

17. The Comparision of High-Temperature Creep Deformation and Failure of RBMK and CANDU Pressure Tubes. O.Yu. Novoselsky, V.N. Filinov, V.A. Gashenko, O.N. Abakumova. Int. Cooperation in the Pacific Rim for the 21st Century: Proc. Of the 11th Pacific Basin Nucl. Conf.-Banff (Canada), 1998, V2, pp. 1395-1399.

18. Новосельский О.Ю. Филинов B.H. Критерии разрушения труб топливных каналов РБМК при аварийном нагреве //Атомная энергия. -1997. - Т.82. - Вып. 4. -С. 277-282.

19. Родченков Б.С., Ривкин Е.Ю., Васин A.M. и др. Прочность труб топливных каналов // ВАНТ. Серия: Материаловедение и новые материалы. - 1990. - Вып. 2 (36). - С. 14-21

20. RELAP5/MOD3 Code Manual, Volume I: Code structure, system models, and solution methods. Report NUREG/CR-5535, INEL-95/0174, EGG-2596. Idaho National Engineering Laboratory. Idaho Falls, USA, 1995.

21. Афремов Д.А., Меньшиков B.E., Никитин Ю.М. Исследование условий расхолаживания активной зоны 2-го энергоблока ЛАЭС при длительном

обесточивании собственных нужд // Годовой отчет НИКИЭТ - 2000. - М.: НИКИЭТ, 2000. - С. 97-98.

22. Афремов Д.А., Белова Е.В., Журавлева Ю.В., и др. Анализ развития тяжелых аварий для реактора РБМК-1000 // Годовой отчет НИКИЭТ - 1999. - М.: НИКИЭТ, 1999. - С. 85-86.

23. Падчин В.Ю., Миронов Ю.В. Оценка разогрева кладки и топлива при обезвоживании контура заглушённого реактора // Годовой отчет НИКИЭТ - 1993. - М.: НИКИЭТ, 1993.-С. 106-108.

24. MELCOR 1.8.2, Computer Code Manual. Sandia National Laboratories. Albuquerque, New Mexico, USA 87185-5800, 1993.

25. МЦЯБ. Совместный проект # 3: «Программа управления авариями для реакторов советского проектирования». Состояние технологии управления авариями (Реакторы типа РБМК). Отчёт Jp3t3CbFr, 1998.

26. ANL. Severe Accident Management Program for Soviet Design Reactors. Development MELCOR-RBMK code, report k:\mcgraw\jjs, 1998.

27. Миронов Ю.В., Афремов Д.А., Журавлева Ю.В. Результаты адаптации кода MELCOR к моделированию поведения элементов активной зоны реактора РБМК-1000 при тяжёлых авариях. // Годовой отчет НИКИЭТ - 1998. - М.: НИКИЭТ, 1998. - Т.1. -С.141-142.

28. Миронов Ю.В., Журавлева Ю.В. Результаты адаптации кода MELCOR к моделированию поведения элементов активной зоны реактора РБМК-1000 при тяжёлых авариях с прекращением подачи теплоносителя. // Труды 2-й Российской национальной конференции по теплообмену. Москва, 26-30 октября 1998 г. В 8 Т. -М.: МЭИ, 1998. - Т. 1. - С. 149-152.

29. ИБРАЭ РАН. Системный тяжелоаварийный код СОКРАТ/В 1. Руководство пользователя. ИБРАЭ РАН. - М., 2007.

30. Руководство по управлению запроектными авариями на 3 энергоблоке Курской АЭС. Филиал концерна «Росэнергоатом» «Курская атомная станция», ПТО инв. № 2370. ПТО 2, 2007.

31. Василевский В.П., Никитин Ю.М., Петров A.A., Потапов A.A., Черкашов Ю.М. Особенности развития тяжёлых запроектных аварий РБМК и подходы к управлению ими // Атомная энергия. - 2001. - Т.90. - Вып.6. - С.425-431.

32. Абрамов М.А., Авдеев В.И., Адамов Е.О. и др. Канальный ядерный энергетический реактор РБМК / Под общей ред. Ю.М. Черкашова. М.: ГУП НИКИЭТ, 2006.

33. Василевский В.П., Потапов A.A., и др. Стратегия управления проектными и запроектными авариями на энергоблоке с реактором РБМК-1000 // Годовой отчет НИКИЭТ - 2011. - М.: НИКИЭТ, 2011. - С. 72-75.

34. Василевский В.П., Никитин Ю.М., Петров A.A. Потапов A.A., Черкашев Ю.М. Особенности развития тяжелых запроектных аварий РБМК и подходы к управлению ими // Атомная энергия. - 2001. - Т.90. - Вып. 6. - С. 425-431.

35. Василевский В.П. Разработка симптомно-ориентированных аварийных инструкций (СОАИ) для энергоблоков с реакторами РБМК // Годовой отчет НИКИЭТ - 1998. -М.: НИКИЭТ, 1998. - С. 69-71.

36. IAEA. Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Graphite Moderated Boiling Water RBMK Reactors. Safety Reports Series № 43, Vienna (A), 2005.

37. Миронов Ю.В., Радкевич B.E., Фомичева Т.И., и др. Дополнительная верификация кода RELAP5/Mod3.2 применительно к проблемам безопасности реакторов РБМК // Годовой отчет НИКИЭТ - 1998.-М.: НИКИЭТ, 1998. - Т.1. - С. 121-123.

38. Габараев Б.А., Журавлева Ю.В., Родкевич В.Е. и др. Верификация кода RELAP5/Mod3.2 на базе экспериментальных данных по критическому истечению через ЗРК и ограничители расхода // Годовой отчет НИКИЭТ - 2005. - М.: НИКИЭТ, 2005.-С. 109-110.

39. Афремов Д.А., Журавлева Ю.В., Миронов Ю.В. и др. Верификация кода RELAP5 на базе экспериментальных данных по кризису теплоотдачи и закризисному теплообмену // Годовой отчет НИКИЭТ - 2005. - М.: НИКИЭТ, 2005. - С. 110-112.

40. Алексаков А.Н., Белова Е.В., Кузин A.B. и др. Верификация расчетных моделей реактора РБМК для кодов RELAP5/Mod3.2 и ATHLET 1.1D. Математические модели для исследования и обоснования характеристики оборудования и ЯЭУ в целом при их

создании и эксплуатации: Тезисы докладов семинара секции динамики. Сосновый Бор, НИТИ, 18-22 сентября 2000 г. - Гатчина, 2000. - С. 122-123.

41. Гмырко В.Е. Финякин А.Ф., Мамонтов А.Ю. Верификация кода RELAP5/Mod3.2 с использованием данных по переходным режимам, протекавшим на энергоблоках с РБМК // Годовой отчет НИКИЭТ - 2005. - М.: НИКИЭТ, 2005. -С. 112-114.

42. Гмырко В.Е., Никитин Ю.М. Оценка значимости различных факторов для задержки достижения тяжелого состояния активной зоны РБМК при полном обесточивании энергоблока // Атомная энергия. - 2013. - Т. 114. - Вып.1. - С. 3-8.

43. Гмырко В.Е., Никитин Ю.М. Запроектные аварии с разрывом трубопроводов большого диаметра контура циркуляции РБМК-1000 при отказе системы аварийного охлаждения реактора // Атомная энергия. - 2013. - Т. 115. - Вып.7. - С. 3-6.

44. Долганова К.С. Обоснование безопасности уран-графитовых реакторов при осушении каналов. / Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 2005.

45. Афремов Д.А. Разработка и применение расчетно-теоретических методов анализа запроектных аварий реактора РБМК / Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук. Москва, 2003.

46. Ткачёв В.В., Михайлов Д.А., Желтухин К.К. Анализ повреждений элементов активной зоны РБМК при запроектной аварии. // Атомная энергия. - 2008. - Т. 104. -Вып.4. - С. 212-216

47. П.Л. Киррилов, Г.П. Богословская. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. Справочное пособие. М.: Энергоагомиздат, 2000.

48. Кутателадзе С.С., Боришанский В.М. Справочник по теплопередаче. М.: Государственное энергетическое издательство, 1959.

49. Eugenij Uspuras Е. Safety Analysis of Ignalina NPP // Nuclear Safety at the Ignalina NPP. Achievements and Challenges. International conference. Vilnius. April 8-9, 1999, p 18-20. / http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/31/008/31008507.pdf

50. Василевсий В.П. Разработка смптомно-ориентированных аварийных инструкций (СОАИ) для энергоблоков с реакторами РБМК // Годовой отчет НИКИЭТ - 2001. -М.: НИКИЭТ, 2001. -С. 64-66.

51. Баринов С.В., Давыдов В.К., Кузнецов В.М., и др. Программный комплекс SADCO нейтронно-тплогидравлических расчетов реакторов РБМК. // Годовой отчет НИКИЭТ - 1995.-М.: НИКИЭТ, 1995. -С. 100-102.

52. SADCO. Аттестационный паспорт программного средства Госатомнадзора. № 103. 1998.

53. Гмырко В.Е., Мамонтов А.Ю., Финякин А.Ф. Расчетное исследование температурного режима графитовой кладки в процессе эксплуатации энергоблока с реактором РБМК-1000.//Годовой отчет НИКИЭТ-2006,-М.: НИКИЭТ, 2006. -С. 139-140.

54. Гмырко В.Е., Финякин А.Ф., Панин В.М., и др. Результаты расчетного исследования температурных режимов работы кластерных регулирующих органов реакторной установки РБМК-1000. // Годовой отчет НИКИЭТ - 2004. - М.: НИКИЭТ, 2004. - С. 109-110.

55. ИАЭ им. И.В. Курчатова, НИКИЭТ, НИИГРАФИТ. Нормы расчета на прочность типовых узлов и деталей из_графита уран-графитовых канальных энергетических реакторов. «Разработка норм на прочность изделий из реакторного графита». НГР-01-90. 1990.

56. Балдин В.Д. Родченков Б.С., Ривкин Е.Ю. Состояние топливных каналов реактора РБМК-1000 после длительной эксплуатации и прогнозирование их ресурса // VII Российская конференция по реакторному материаловедению. Димитровград, 8-12 сентября 2003 г.: Сборник докладов.- Димитровград, 2004. - Т.2, ч.З. - С. 2014-226.

57. Балдин В.Д., Михальченко А.П., Рогозин В.Н., и др. Комплексное обследование графитовой кладки реактора 2-го энергоблока Ленинградской АЭС // Годовой отчет НИКИЭТ-2005.-М.: НИКИЭТ, 2005.-С. 164-167.

58. МЭИ. Теплофизические свойства газовых смесей азота и гелия, воздуха и гелия. Отчет б/н 4473, 1961.

59. Чигарев A.B., Кравчук A.C., Смалюк А.Ф. ANSYS для инженеров. Справочное пособие. М. Машиностроение, 2004.

60. Михайлов М.Н., Рождественский М.И., Ухаров С.Г. Автоматизация ядерных энергетических установок. // Атомная энергия. - 2007. - Т. 103. - Вып.1. - С.55-61.