Файл: Обоснование безопасности режима подключения неработающей петли без предварительного снижения мощности.zip
Добавлен: 02.10.2026
Просмотров: 11
Скачиваний: 0
ОАО «Концерн Росэнергоатом» «Нововоронежская атомная станция»
ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕЖИМА ПОДКЛЮЧЕНИЯ НЕРАБОТАЮЩЕЙ ПЕТЛИ БЕЗ ПРЕДВАРИТЕЛЬНОГО СНИЖЕНИЯ МОЩНОСТИ НА БЛОКЕ №5 НВАЭС
Витковский И.Л.
Никонов С.П.
В работе рассматривается переходный процесс, связанный с подключением резервной петли к трем работающим с исходного уровня мощности, равного 70 % от номинальной, без предварительного её снижения до 30 % от номинальной, как того требует технологический регламент безопасной эксплуатации энергоблока.
Предполагается отказ в работе следующих систем нормальной эксплуатации: ПЗ-1, ПЗ-2, всех БРУ-К, злектронагревателей КД, системы впрыска в КД, системы подпитки/продувки первого контура, блокировки на отключение ГЦН по факту повышения уровня в ПГ. Кроме того, предполагается, что в ходе переходного процесса регуляторы ЭГСР будут находиться в том положении, которое было к моменту появления исходного события, вплоть до формирования сигнала на принудительное закрытие стопорных клапанов турбины. Пропускается первый сигнал на срабатывание АЗ. Принят отказ всех БРУ-А.
Дополнительно к отказам оборудования в момент включения ГЦН оператор ошибочно вводит новую уставку по поддержанию мощности в 104% от номинала (максимально разрешенная мощность с учетом всех отклонений при работе четырех ГЦН) и рабочая группа СУЗ начинает движение вверх. При достижении мощностью установленного уровня АРМ прекращает работу и органы СУЗ остаются в том положении которое они занимают в этот момент.
Продемонстрировано выполнение проектных критериев безопасности для принятого сценария переходного режима.
Расчеты выполнялись по системному коду ATHLET/BIPR-VVER с моделированием оборудования первого и второго контура и пространственным моделированием гидродинамики и нейтронной кинетики в активной зоне.
Рассматриваемый режим входит в раздел «Реактивностные аварии» для отчета по углубленной оценке безопасности энергоблока №5 НВАЭС. Особенностью контура циркуляции первого контура данного энергоблока является наличие ГЗЗ на горячих и холодных петлях (это первый энергоблок из серии ВЭР-1000). В рассматриваемом сценарии предполагается полностью открытое состояние на петле с отключенным ГЦН. Другой особенностью, характерной для всех реакторов ВВЭР-1000, является наличие азимутальной неравномерности распределения патрубков холодных и горячих ниток петель по периметру корпуса реактора ВВЭР-1000, в частности для энергоблока №5 НВАЭС угол между четвертым и первым, а также между вторым и третьим патрубками составляет 125°, а между первым и вторым, а также между третьим и четвертым патрубками _ 55°; первый патрубок расположен вверху справа, остальные по часовой стрелке (рисунок 1). На этом же рисунке показаны еще некоторые фрагменты реактора (наличие дырчатого днища корзины реактора, двойное дырчатое кольцо перед выходными патрубками, трех уровневый блок защитных труб), учет которых обязателен при моделировании для получения правильной не только качественной, но и количественной картины явно несимметричного рассматриваемого процесса. Для расчетного моделирования использовался программный комплекс ATHLET/BIPR-VVER[1,2]. Этот код является результатом объединения двух программ - тепло-гидравлического кода улучшенной оценки ATHLET[1], разработанного Обществом Безопасности Реакторов (GRS, Германия) и российского кинетического нейтронно-физического кода BIPR8KN, разработанного в Отделе физики Отделения ВВЭР НИЦ «Курчатовский институт». Эти коды, в совокупности и отдельно, используются для анализа различных ситуаций (от стационарных до аварийных, вызванных возможными отказами и отклонением в работе оборудования) на АЭС российского производства, в частности, на АЭС с реакторами ВВЭР. Код ATHLET/BIPR-VVER находится в стадии верификации на основе экспериментальных данных, результатов пуско-наладочных работ РУ с ВВЭР-1000, решения стандартных международных задач.
Детали расчетной схемы для моделирования первого контура энергоблока №5 НВАЭС представлены на рисунках 2 (внутриреакторное пространство) и 3 (первая петля с частью внутриреакторного пространства).
Рассмотрим подробнее описание схемы от начала опускного участка и до нижней плиты блока защитных труб:
- пространство входной камеры реактора, опускной участок и пространство между днищем реактора и дырчатым днищем обечайки шахты активной зоны моделируются шестью геометрически подобными каналами, гидравлически связанными между собой в поперечном направлении. Из этих каналов четыре соединены непосредственно с холодными нитками петель 1, 2, 3 и 4, а два остальных моделируют соответствующие пространства, расположенные между вторым и третьим, а также первым и четвертым опускными участками. Такое разбиение обусловлено азимутальной неравномерностью распределения патрубков холодных и горячих ниток петель по периметру корпуса реактора ВВЭР-1000 блока 5 Нововоронежской АЭС, о чем говорилось выше;
- семь параллельных каналов в подзонном пространстве реактора между дырчатым днищем обечайки и нижней опорной решеткой кассет, связанных между собой гидравлически в поперечном направлении. Геометрические характеристики этих каналов - высота, объем и т.д. определяются в соответствии с последующим разбиением активной зоны на каналы, объединяющие соответствующие группы ТВС;
- семь групп параллельных гидравлических каналов (шесть периферийных и одна центральная), объединяющих 151 параллельный канал в активной зоне реактора - по одному каналу на кассету, при этом на один контрольный объем по гидравлике в кассете приходится один нейтронно-кинетический узел по физике. В периферийных каналах сгруппировано по 23 ТВС, в центральном -13 ТВС. В каждой группе каналы, моделирующие отдельные ТВС, не связаны в поперечном сечении гидравлически (т.к. сборки кассет чехловые и обменом между ними через незначительные отверстия в чехлах можно пренебречь). Общим для каналов каждой групп является только давление на входе (подзонное пространство, описанное в предыдущем абзаце) и выходе (от конца не обогреваемой части кассет до верхней опорной решетки кассет). При расчете трехмерного поля энерговыделений в активной зоне каждая ТВС разбивалась по высоте на 12 частей. Первый и двенадцатый участки входили в зону торцевых отражателей, участки со второго по одиннадцатый приходились на тепловыделяющую часть кассеты.
Остальное разбиение понятно из приводимой схемы.
Расчетная схема второго контура состоит из следующих основных групп элементов:
- система паропроводов от парогенератора до турбины с предохранительными клапанами, БРУ-К, БРУ-А, БЗОК, БРУ-СН, обратными клапанами (примерно около 30 контрольных объемов относительно каждого парогенератора);
- система трубопроводов, начиная от основных насосов питательной воды, вспомогательных и аварийных насосов до парогенератора, включая систему регулирующей и запорной арматуры (около 20 контрольных объемов относительно одного парогенератора);
- внутренний объем парогенератора моделируется шестью связанными между собой элементами, которые позволяют, в свою очередь, моделировать сепаратор, внутреннюю циркуляцию. Область трубчатки парогенератора моделируется семью объемами в вертикальном направлении. Всего для описания ПГ используется 16 контрольных объемов.
Все теплофизические объекты, как по первому, так и по второму контуру снабжены тепловыми структурами там, где они имеют место. Необходимые теплофизические свойства расчетных узлов всех тепловых структур, включая топливо, рассчитывались в зависимости от температуры для каждого расчетного узла. Для топлива, кроме того, учитывалась зависимость теплопроводности от выгорания.
Моделируется управление работой всех необходимых элементов оборудования, которые задействованы в процессе.
Разработана дополнительная система управления, позволяющая на стадии установления стационарного состояния перед началом исследуемого процесса выставить все требуемые для расчета параметры работы оборудования (расходы по петлям, температуры, давления, уровни в парогенераторах и компенсаторе давления и т. д.). После достижения необходимых значений параметров эта система отключается и управление передается моделируемой, реально действующей на блоке СКУ. В момент начала переходного процесса отключаются те системы СКУ, отказ которых предполагается для данного режима.
Организация работы органов СУЗ при выполнении данного расчета моделируется следующим образом. Группы СУЗ (без застрявшего кластера при срабатывании АЗ) с - 1 ой по 13 сведены в одну группу - 1. Застрявший кластер при возможном срабатывании АЗ (в кассете 55) оставляет группу 2. Рабочая группа без кластера, который входит в нее, но может рассматриваться самостоятельно - 3-я группа. Самостоятельный кластер рабочей группы (в кассете 27) представляет 4 расчетную группу.
Описание и опыт использования кода ATHLET/BIPR-VVER можно найти, например, в работах [2-18], а аналогичная схема для реакторных установок В-320 прошла успешную валидацию на экспериментальных данных, полученных при пусконаладочных работах на мощности от 10% до 100%, что показано в работах [6,9,11,13-15,17,18]
Рассматривается переходный процесс, связанный с подключением неработающей петли при трех работающих ГЦН из четырех без предварительного снижения мощности до 30% от номинальной. ГЗЗ на холодной и горячей нитках подключаемой петли находятся в открытом состоянии. Величина мощности до начала переходного процесса составляет, с учетом всех неопределенностей и точности ее поддержания АРМ, 70% от номинального значения (с учетом отклонений в большую сторону от принятого значения для трех работающих ГЦН). Нейтронно-физические характеристики активной зоны соответствуют концу 27 кампании. Этот период характеризуется максимальным значением температуры повторной критичности и максимальными, по абсолютной величине, отрицательными значениями коэффициентов реактивности по температуре топлива и теплоносителя. К концу кампании коэффициент реактивности по температуре теплоносителя, оставаясь отрицательным, увеличивается по модулю почти на 100%, а коэффициент реактивности по температуре топлива возрастает по модулю (отрицательный по величине) примерно на 10%, что увеличивает консервативность рассматриваемого процесса по сравнению с другими периодами кампании.
Критическое состояние активной зоны устанавливается подбором концентрации борной кислоты при фиксированном положении рабочей группы, которая находится на высоте 70%.
По условиям проведения данного расчета предполагается отказ в работе следующих систем нормальной эксплуатации:
- ПЗ-1, ПЗ-2, УРБ;
- БРУ-К на всех паровых линиях от ПГ;
- Электронагреватели КД;
- Система впрыска в КД;
- Подпитка/продувка;
- Блокировки на отключение ГЦН по повышению уровня в ПГ в момент включения ГЦН.
Дополнительно к отказам систем нормальной эксплуатации постулируются отказы следующих систем безопасности:
- Контрольного предохранительного клапана КД;
- Контрольных предохранительных клапанов всех парогенераторов;
- Всех БРУ-А.
Анализ выполняется с учетом принципа диверситета АЗ (первый сигнал на срабатывание АЗ пропускается, срабатывание АЗ происходит по второму сигналу).
Предполагается, что в ходе переходного процесса регуляторы ЭГСР не воздействуют на положение регулирующих клапанов турбин.
В качестве ошибочных действий персонала предполагается:
- выставление уставки на срабатывание АЗ по величине нейтронной мощности на уровне 107 % от номинальной;
- ввод оператором на пульте АРМ, сразу же после включения ГЦН, новой уставки заданной мощности реактора, разрешенной при четырех работающих ГЦН (в расчете консервативно принято 104% от номинальной с учетом погрешностей измерения и точности регулирования).
В расчетном сценарии принято, что после достижения мощности реактора 104% от номинальной, АРМ отключается от схемы управления ОР СУЗ.
Для расчета кризиса теплоотдачи используется формула ОКБ ГИДРОПРЕСС с учетом 95% вероятности его возникновения при 95% доверительном уровне. Расчетные значения коэффициентов теплоотдачи были уменьшены на 10%, что увеличило консерватизм рассматриваемого процесса.
Для выбора максимально нагруженной кассеты в пиковой нагрузке был проведен предварительный расчет без выделения горячего твэл и твэг. Этот расчет показал, что в момент пиковой нагрузки максимальное энерговыделение достигается в ТВС № 54 (Рисунок 4). Для дальнейшего анализа именно в этой ТВС выделены горячий твэл и твэг с максимальной линейной нагрузкой в 318 Вт/см и 255 Вт/см, соответственно, для исходной мощности реактора (70% от номинала) при трех работающих насосах.
Результаты расчета переходного режима подключения ГЦН №2 при трех работающих других ГЦН представлены на рисунках 4- 20. Хронология основных событий отражена в таблице 1 с учетом погрешности и инерционности измеряемых параметров. Следует отметить, что результаты, приведенные на рисунке 5, практически не изменились от того, что в 54 кассете были выделены горячий твэл и твэг, т.к. их вклад в общее энерговыделение кассеты чрезвычайно мал, даже с учетом отличия их мощности от мощности средних твэл и твэг в этой кассете.
В исходном состоянии в петле №2, с отключенным ГЦН, имеется обратный ток теплоносителя (рисунок 12). Это приводит к тому, что в выходную камеру реактора с горячим теплоносителем попадает холодный теплоноситель отключенной петли, который снижает температуру у смежных с ним горячих петель, в данном случае, у петель №1 и №3. При этом, в силу асимметрии расположения петель, о чем говорилось выше, большее влияние оказывается на петлю №1 (рисунок 13). Практически никакого влияния входящий холодный поток не оказывает на петлю №4, самую дальнюю от петли №2. Все это является причиной того, что на входе в реактор имеется разница в температурах теплоносителя в холодных петлях (рисунок 13) и поле температур на входе в активную зону, сформировавшись лишь потоками из трех работающих петель, имеет довольно несимметричную картину с максимальной разницей температур в 2,61оС (рисунок 7). Выше говорилось, что большему влиянию холодного потока петли №2 с обратным током, подвержена горячая нитка петли №1 и, в меньшей мере, петли №4. На рисунке 7 ясно видно, что самым холодным является сектор петли №1, на который довольно слабо оказывается влияние петля №4, далее (по мере повышения температуры) идет сектор петли №2, температура которого формируется слиянием потоков петли №1 (в большей мере в силу ее близости) и петли №3, потом идет сектор между петлями № 2 и 3, с меньшим влиянием петли №1 и большим петли №3, затем сектор самой петли №3 с минимальным влиянием петли №4, далее следует максимально горячий сектор петли №4 и сектор между петлями № 4 и 1, температура которого формируется в большей степени петлей №4 с незначительным влиянием петли №1. Центральный сектор формируется потоками от всех петель и, судя по его температуре, большее влияние на него оказывают потоки из петель №1 и 3. Если говорить об общей картине поля температур на входе в активную зону, то она характеризуется тремя выраженными областями с резкими температурными границами: 1 - это область влияния петли №1 (сектор петель №1 и 2), 2 -область влияния петли №3 (сектор петли №3 и промежуточный сектор между петлями №2 и 3), 3 - область влияния петли №4 (сектор петли №4 и промежуточный сектор между петлями №4 и 1). Увеличение температуры идет по часовой стрелке от первой области до третьей. Вся эта температурная картина довольно понятна физически и вполне описывается используемой моделью внутриреакторного объема.