Русский / English 
?php echo $word_institute;?>
ИНСТИТУТИССЛЕДОВАНИЯПРОЕКТЫНАУКА И ОБРАЗОВАНИЕНОВОСТИКОНТАКТЫ
 

ПРОЕКТ PARAMETER


Цель исследований

Обоснование пожаро- и взрывобезопасности АЭС в ходе тяжелой аварии, включая расчетно-экспериментальные исследования количественных характеристик источника водорода в условиях экстренной подачи воды в аварийный реактор и образования взрывоопасных концентраций водорода внутри ЗО, имеет огромное значение при проектировании современных энергоблоков.

Источником водорода при тяжелых авариях являются реакции взаимодействия водяного пара с конструкционными материалами. При контакте пара с разогретыми до высоких (более 1200ºС) температур твэлами, замедляющими стержнями, стальными конструкциями активной зоны и внутрикорпусными устройствами происходит интенсивная реакция окисления с образованием водорода. Между тем при восстановления систем энергоснабжения АЭС в качестве одной из мер по управлению аварией предусмотрена возможность подачи большого количества воды в АЗ с целью ее охлаждения и предотвращения плавления. Побочным эффектом интенсивной подачи воды при тяжелой аварии может быть резкая эскалация скорости окисления и быстрый выброс большого количества взрывоопасного водорода под защитную оболочку АЭС.

Международный проект PARAMETER посвящен изучению феноменологии формирования источника водорода при заливе водой перегретых сборок твэлов на установке ПАРАМЕТР (НПО «Луч», г. Подольск). Ряд экспериментов, выполненных в 2006–2009 гг., был направлен на изучение поведения топливных сборок РУ ВВЭР в условиях, характерных для тяжелых аварий. В подготовке и проведении этих экспериментов активно участвовали сотрудники ИБРАЭ РАН, а в качестве основного расчетного инструмента претестового анализа и постэкспериментальной оценки измеренных данных использовался разработанный в ИБРАЭ РАН тяжелоаварийный код СОКРАТ.

Полученные результаты

В экспериментах серии PARAMETER-SF1÷SF3 сборка из 19 твэлов ВВЭР разогревалась в потоке пароаргоновой смеси до определенной температуры, а затем заливалась водой сверху или комбинированно (сверху и снизу). В эксперименте PARAMETER-SF4 заливу сборки снизу предшествовало предокисление в паре и разогрев при доступе воздуха для исследования влияния процессов окисления и нитрирования оболочек в воздухе на последующий выход водорода. Полученные экспериментальные данные использовались для кросс-верификации кодов, предназначенных для анализа безопасности АЭС: ICARE/CATHARE (НИЦ «Курчатовский институт»), ATHLET-CD (GRS, Германия), RELAP/SCDAPSIM MOD3.2 (ОКБ «Гидропресс»), MAAP4.07 (EdF, Франция), SCDAP/RELAP/IRS (PSI, Швейцария). Было показано, что по совокупности параметров (распределение толщины оксида по высоте сборки и характеристики источника водорода) интегральный код СОКРАТ демонстрирует наилучшее согласие с экспериментом.

  

Выход водорода и финальное распределение толщины оксидного слоя на поверхности оболочек в эксперименте PARAMETER-SF2.

Численный анализ эксперимента PARAMETER-SF4 показал, что плавление сборки при заливе, образование расплава и его окисление были корректно смоделированы только кодами СОКРАТ и ATHLET-CD. Наиболее близкие к эксперименту результаты были получены при расчете по коду СОКРАТ. Другие коды не предсказали тотальное плавление сборки, выявленное по итогам постэкспериментальных материаловедческих исследований.

 

Выход водорода в эксперименте PARAMETER SF-4.

Обеспечение взрывобезопасности АЭС требует проведение анализа и моделирования пространственного распределения водорода под защитной оболочкой АЭС в аварийных условиях. При этом необходимо учитывать два важных конкурирующих процесса. С одной стороны, водород легче воздуха, поэтому он может «всплывать», образуя взрывоопасные локальные области и слои с высокой концентрацией. С другой стороны, конвективные потоки под защитной оболочкой, в том числе формирующиеся вследствие работы активных и пассивных систем безопасности (теплообменники, спринклеры, пассивные рекомбинаторы водорода), способствуют разрушению таких слоев и перемешиванию водорода в атмосфере АЭС. Возможности кодов по описанию этих процессов недостаточно изучены на настоящий момент, что порождает неопределенность в прогнозировании возможных локальных зон детонации и дефлаграции в защитной оболочке АЭС.

В 2010 г. по линии сотрудничества Росатом — Евратом стартовали параллельные проекты SAMARA / ERСOSAM, рассчитанные на 4 года. Они представляют собой комплексные расчетно-экспериментальные исследования, сценарии которых воспроизводят последовательность событий при тяжелой аварии с потерей теплоносителя на легководном реакторе. Основное внимание уделяется изучению процессов, приводящих к стратификации легкого газа в атмосфере АЭС, и созданию методик по разрушению стратификации за счет работы технических средств управления тяжелыми авариями — спринклеров, теплообменников-конденсаторов, пассивных автокаталитических рекомбинаторов водорода.


ИБРАЭ РАН © 2013 Карта сайта | Связаться с нами