Основные результаты расчетно

ПРОЕКТНОЕ НАПРАВЛЕНИЕ «ПРОРЫВ»:
результаты реализации новой технологической платформы
ядерной энергетики
3-4 апреля 2015
Поплавский Владимир Михайлович,
научный руководитель Центра ответственности "БН-1200"
Основные результаты
расчетно-экспериментального обоснования
безопасности реакторной установки БН-1200
Концепция обеспечения безопасности
Основные положения:
- При ННЭ исключается превышение установленных в проекте пределов безопасной
эксплуатации;
- При проектных авариях должны быть исключены любые меры по защите населения
за пределами промплощадки;
- При запроектных авариях и авариях остаточного риска должна быть исключена
необходимость эвакуации и отселения населения за пределами промплощадки;
- Суммарная вероятность тяжелых аварий с повреждением или расплавлением
активной зоны должна быть не более 10-6 1/реактор.год.
Выполнение основных положений безопасности обеспечивается за счет:
1. Свойств внутренней самозащищенности:
§  Устойчивый отрицательный коэффициент реактивности по
мощности реактора (DK/DN=-2,6*10-6 Мвт-1) и температуре
элементов активной зоны (DK/DT=-2,3*10-5 °С-1);
§  Введение отрицательной реактивности при кипении натрия
(натриевая полость над а.з.)
2
Концепция обеспечения безопасности
•  Большая теплоемкость реактора;
•  Низкое коррозионно-эрозионное воздействие натрия на материалы;
•  Низкое рабочее давление в баке реактора и теплоотводящих
контурах;
•  Высокая температура кипения натрия при атмосферном давлении;
•  Отсутствие воздействия на активную зону реактора
гидродинамических и температурных эффектов, возникающих в
парогенераторе «натрий-вода» при нарушении нормальной его
эксплуатации ( промежуточный натриевый контур).
2. Использования в проекте специальных систем и оборудования:
•  Пассивные устройства воздействия на реактивность
•  Пассивная система аварийного теплоотвода;
•  Герметичное надреакторное пространство;
•  Поддон в нижней части корпуса реактора;
•  Устройство улавливания радиоактивных продуктов;
•  Исключение течей радиоактивного натрия (интегральная
компоновка систем I контура в баке реактора).
3
Методология расчетно-экспериментального
обоснования безопасности
Расчетное обоснование:
-  Для расчетного анализа нарушения условий нормальной эксплуатации и аварийных
состояний реактора используется комплекс программ COREMELT, SOCRAT-BN,
BURAN, BRUT, RADAR-3D, ANSYS, DINROS, TWOCOM и т.д.;
-  Расчет наиболее сложных аварийных ситуаций, связанных с повреждением
активной зоны, (работы выполнены в 2014 г.) проводится по многоканальной,
многофазной модели нестационарной теплогидравлики в R-Z геометрии
(COREMELT). Нейтронно-физические характеристики активной зоны определяются с
использованием системы многогрупповых нестационарных уравнений диффузии
нейтронов в гексаганальной-Z геометрии (RADAR-3D);
-  Для процессов, не связанных с радиационной безопасностью и обусловленных
технологическими нарушениями, используются расчетные программы BOX-300,
AERO (горение натрия), LLEAK, SLEAK (взаимодействие натрия с водой).
4
Экспериментальное обоснование
Для верификации расчетных программ в период 2010-2015 гг. проводится комплекс
экспериментальных исследований в следующих направлениях:
-  Исследование повреждения твэлов при потере расхода теплоносителя (стенд
«Плутон»);
-  Изучение кинетики выхода РПД и МА из облученного топлива
(стенд СГК);
-  Исследование гидродинамики и теплообмена при кипении теплоносителя в
активной зоне (стенд АР-1);
-  Изучение эффективности системы аварийного теплоотвода
(стенды В-200, «Тесей»);
-  Исследование горения натрия применительно к условиям БН-1200 (стенды «СТИЗ»,
«ПУЩМ»);
-  Исследование в обосновании безопасности ПГ (стенды «СПРУТ», «Акустика»).
Практически все экспериментальные работы (за исключением стенда БФС – будут
завершены в 2016г.) заканчиваются в 2015 г.
5
Режимы нормальной эксплуатации
(12 режимов)
Для режимов нормальной эксплуатации энергоблока определены
эксплуатационные пределы
•  Температура корпуса реактора (60 лет) ≤ 5040С;
•  Температура теплоносителя на выходе из активной зоны ≤ 6000С,
• 
на выходе из реактора ≤ 5500С;
•  Давление в газовой полости реактора - 0,005÷0,054 Мпа;
•  Давление газа во втором контуре - 0,25÷0,28 Мпа;
•  Скорость изменения температуры элементов реактора
• 
в нормальном режиме работы ≤ 300 с/ч;
•  Активность технологических сред: ГПД в газовой полости реактора
• 
≤ 500 МБк/л,
• 
активность натрия первого контура
• 
≤ 50 МБк/кг.
•  По повреждению твелов – 0,05% с газовой неплотностью и 0,005% с прямым контактом
теплоносителя с топливом
6
Режимы нарушения нормальной
эксплуатации энергоблока (64 режима)
С учетом характеристик систем и оборудования определены пределы
безопасной эксплуатации по:
ü Температуре корпуса реактора (72 часа) - 7500С;
ü Активности технологических сред - 1000 МБк/л
ü Разгерметизации твэлов по газу ≤ 0,1%,
по топливу ≤ 0,01%;
ü Температуре оболочки твэлов - 8000С
ü Скорости изменения температуры теплоносителей в ПГ ≤ 5 0С/с;
ü Горению натрия II контура: Тгаза ≤ 3700С, Тбетон ≤ 1000С
∆Ргаза= ± 0,01 атм;
7
Пример режима ННЭ
Нарушение условий нормальной эксплуатации при течи и горении
натрия второго контура
В 2014 тгоду произошло существенное изменение идеологии анализа ННЭ
(«Правила технологического проектирования противопожарной защиты
помещений с натриевым теплоносителем АЭС с реактором БН»
– новая редакция)
-  Исключается горение натрия первого контура;
-  Исключается распыленное (капельное) горение натрия II контура (учет
теплоизоляции и кожуха);
-  Начальные размеры дефекта и скорость его увеличения определяются с учетом
концепции «течь перед разрушением»;
-  Допускается работа на «оголенных» участках натриевого оборудования только в
ремонтный период
( tNa ≤ 600С, ∆Р → 0);
-  Анализ параметров горения натрия проводится для условий «горение в луже».
8
В рамках концепции «горение в луже» в 2014 году выполнен
анализ горения натрия в помещениях
ü Бокс парогенератора
ü Трубопровод II контура
ü Помещение оборудования САОТ
ü Бокс сливных баков
С учетом мероприятий, обеспечивающих исключение капельного горения,
пожарное зонирование, огнеупорность ограждающих конструкций,
теплоизоляцию и стальную облицовку помещений, применение пассивного
пожаротушения – поддоны и сливное пожаротушение , реализуется
непревышение пределов безопасной эксплуатации
( Тгаз ≤ 370°С, Тбетон ≤ 100°С, ∆Ргаз = ± 0,01 атм)
9
Проектные аварии
В проекте энергоблока с РУ БН-1200 рассматриваются
следующие проектные аварии:
Ø Частичное перекрытие проходного сечения одной ТВС за счет
радиационного формоизменения конструкционных материалов, попадание
примесей теплоносителя или посторонних предметов;
Ø Разуплотнение газовой системы первого контура;
Ø Зависание ОТВС в газовом объеме перегрузочного комплекса в процессе
перегрузки топлива.
В проекте показано – в рассматриваемых авариях отсутствует разрушение
конструкционных материалов и плавление топлива в активной зоне
Максимальная эффективная доза облучения лиц из населения на расстоянии 0,5 км
от энергоблока составляет :
- 48,3 нЗв для аварии с частичной блокировкой ТВС
- 46,0 мкЗв для аварии с разуплотнением газовой системы
- 0,16 нЗв для аварии с зависанием ТВС,
что значительно ниже проектного критерия установленного для проектных аварий (5
мЗв за первый год после аварии)
10
Запроектные аварии (в рамках ТЗ и РУ)
В проекте энергоблока с РУ БН-1200 рассматриваются следующие
ЗПА (Сценарии в соответствии с ТЗ на РУ)
Потеря системного и надежного электроснабжения 1. Отказ активных систем остановки реактора (САОТ работает) 2. Отказ САОТ (АЗ срабатывает) 3. Отказ активных систем остановки реактора, отказ САОТ 4. Полное мгновенное перекрытие проходного сечения одной ТВС (срабатывание АЗ) 5. Непредусмотренное последовательное поочередное извлечение РС из АЗ (ложный сигнал, отказ активных элементов остановки реактора) 6. Пожар с поражением систем контроля и электроснабжения 7. Разгерметизация трубопровода второго контура на участках, не имеющих страховочных кожухов 8. Взаимодействие натрия с водой в боксе парогенератора 11
Анализ запроектных аварий
Анализ ЗПА показал, что наибольшее внимание по управлению аварией следует
обратить на сценарий №3
(Потеря системного и надежного энергоснабжения, отказ активных систем
остановки реактора, отказ САОТ)
Исходное состояние энергоблока – работа на номинальной мощности
Исходные события и работа функциональных систем:
ü Потеря системного и надежного электроснабжения;
ü Формирование сигнала на срабатывание АЗ
(отказ активных систем остановки реактора,
отказ открытия шиберов ВТО всех каналов САОТ);
ü Снижение расхода I к до 50% (выбег ГЦН- срабатывает 2 ПАЗ-Г, один
отказал);
ü Срабатывание 3-х ПАЗ-Т при ТNa ≈7000С
(один ПАЗ-Т отказал);
12
Основные параметры аварийного процесса
(Срабатывание гидрозатвора, выброс Аr и ПД , разогрев
материала корпуса)
Выход Ar через гидрозатвор
(500 кг)
Через 2 суток Тк → 900°С
Тепловое равновесие – через 6 суток
(Тк → 960°С)
Что недопустимо
13
Общие выводы по ЗПА сценария № 3
(отказ АЗ и САОТ)
По мере постепенного роста температуры натрия
в баке реактора наблюдается многократное срабатывание гидрозатвора.
Суммарный выброс аргона с ПД составляет 500 кг.
Разгерметизация твэл в ТВС происходит по типу газовой неплотности.
Плавление элементов АЗ и топлива отсутствуют.
Эффективная доза облучения человека за границей промплощадки за первый
год после аварии не превышает
8 мЗв.
Эвакуации и отселения населения не требуется.
В течение не более 2 суток после начала аварии необходимо принять меры по
снижению температуры корпуса реактора и исключения его разгерметизации
(может увеличиться до 9000С в районе входных окон ПТО) путем ввода в работу
САОТ, восстановления энергоснабжения.
14
Постулируемая авария с плавлением
топлива в активной зоне
Анализ различных ЗПА применительно
к БН-1200 показал, что авария с масштабным плавлением
активной зоны может возникнуть в случае реализации какоголибо из двух сценариев:
-  ЗПА с извлечением всех органов СУЗ,
отказом всех органов воздействия на реактивность ( активных
и пассивных);
-  ЗПА с полным мгновенным перекрытием проходного сечения
одной ТВС с полным отказом срабатывания аварийной
защиты.
15
Запроектная авария с извлечением всех органов
СУЗ и отказом всех органов аварийной защиты
(Пример аварии с плавлением топлива реактора)
Исходное состояние установки:
-  Мощность – номинальная;
-  Максимальный запас реактивности (начало микрокомпании)
-  Исходное положение рабочего и резервного РС – нижнее ( max компенсируемая
реактивность 0,2% ∆ к/к)
-  Исходное положение всех КС – соответствует компенсируемой реактивности 0,55% ∆ к/
к
Сценарий аварии:
Отсутствие самоходов РС и КС обеспечивается 12-ю независимыми инженернотехническими мероприятиями, и тем не менее принято:
-  Подъем 16-ти КС из нижнего положения со скоростью 5 мм/с;
-  Подъем 2-х РС со скоростью 10 мм/с;
-  Отказ двух независимых УСБ АЗ с несрабатыванием сигнала аварийной защиты;
-  Стержни ПАЗ-Г и ПАЗ-Т не работают;
ГЦН-1, ГЦН-2 - номинальные обороты
Отвод тепла осуществляется по нормальной схеме через парогенераторы
16
Параметры аварийного процесса
16.0
1200
12.0
i = 2
i = 3
i = 4
i = 5
i = 6
i = 7
i = 8
i = 9
i = 1 0
i = 1 1
i = 1 2
i = 1 3
i = 1 4
i = 1 5
i = 1 6
i = 1 7
i = 1 8
i = 1 9
i = 2 0
1000
Ò å ì ï å ð à òó ð à , °Ñ
Î òí î ñè òå ë üí û å å ä è í è ö û
í î ì å ð ê à í à ë à
8.0
4.0
800
600
0.0
0
5
10
15
20
25
30
 ð å ì ÿ , ñ
35
40
45
50
Изменение мощности реактора в аварии с
извлечением всех органов СУЗ и
несрабатыванием АЗ
-  Ввод положительной реактивности
- плавный рост мощности
-  Плавление топлива, стали, их
перемещение приводит к 2 пикам
мощности (33-35 с.)
55
400
0
5
10
15
20
25
30
 ð å ì ÿ , ñ
35
40
45
50
55
Максимальная температура натрия на выходе
из а.з. в расчетных каналах
-  нарушение N/G - рост температуры
натрия на выходе из АЗ
-  Повышение уровня Na – рост
давления в ГПР, срабатывание
гидрозатвора (26 с.)
17
Параметры аварийного процесса
1500
Ò å ì ï å ð à òó ð à , °Ñ
í î ì åð ê à í à ë à
i = 2
i = 3
i = 4
i = 5
i = 6
i = 7
i = 8
i = 9
i = 1 0
i = 1 1
i = 1 2
i = 1 3
i = 1 4
i = 1 5
i = 1 6
i = 1 7
i = 1 8
i = 1 9
i = 2 0
1000
500
0
0
5
10
15
20
25
30
 ð å ì ÿ , ñ
35
40
45
50
Максимальная температура оболочки в
расчетных каналах
55
Ò å ì ï å ð à òó ð à , °Ñ
3000
í î ì å ð ê à í à ë à
i = 2
i = 3
i = 4
i = 5
i = 6
i = 7
i = 8
i = 9
i = 1 0
i = 1 1
i = 1 2
i = 1 3
i = 1 4
i = 1 5
i = 1 6
i = 1 7
i = 1 8
i = 1 9
i = 2 0
2000
1000
0
0
5
10
15
20
25
30
 ð å ì ÿ , ñ
35
40
45
50
55
Максимальная средняя температура топлива в
расчетных каналах
-  Второй пик мощности (35 с.) – выброс расплавленного топлива за пределы АЗ,
существенное снижение мощности;
-  Период 35-41 с - интенсивное кипение натрия, плавление стали и топлива;
-  После 46 с – резкое затухание аварийного процесса
Последствия аварии:
- Разгерметизация твэлов в 80% ТВС, плавления топлива и оболочек в 25% ТВС;
- Эффективная доза облучения на границе промплощадки за первый год после аварии не
превышает 9 мЗв;
- Эвакуация населения не требуется.
18
Заключение
Ø Анализ нарушений нормальной эксплуатации и проектных аварий в составе
проекта РУ БН-1200 показывает безусловное выполнение установленных для
этих режимов критериев – не превышение установленных в проекте
пределов безопасной эксплуатации для ННЭ и ограничение доз облучения
населения при проектных авариях значениями, существенно меньшими 5
мЗв в год, что исключает необходимость осуществления любых мер по
защите населения;
Ø В условиях запроектных аварий, сценарии которых соответствуют
требованиям ТЗ на РУ БН-1200. гарантированно исключается необходимость
эвакуации или отселения населения за пределами промплощадки
энергоблока;
Ø Согласно выполненным оценкам, при постулируемых тяжелых авариях,
сценарии которых выходят за рамки требований технического задания на РУ,
также отсутствует необходимость эвакуации и отселения населения за
пределами промплощадки. Эфективная доза облучения лиц из населения на
границе промплощадки за первый год после аварии не превышает 16 мЗв
19