авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ БИБЛИОТЕКА РОССИИ

КОНФЕРЕНЦИИ, КНИГИ, ПОСОБИЯ, НАУЧНЫЕ ИЗДАНИЯ

<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ


Pages:     | 1 |   ...   | 5 | 6 ||

«Государственная корпорация по атомной энергии «Росатом» ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ ...»

-- [ Страница 7 ] --

начальное распределение температуры оказы- В таблице 2 указана мощность остаточного вается горизонтально стратифицированным. тепловыделения в ванне расплава на момент При этом, как показывает практика расчё- проплавления корпуса при достижении тов, в первую очередь поступает нетепловы- внешней поверхностью корпуса температуры деляющая часть материала а.з. (дебрис) сталь 1750 К. Для всех рассмотренных вариантов с примесью циркония, а топливо приходит предполагалось отсутствие подачи воды на позже. После первичного остывания материа- поверхность расплава в НКС.

ла а.з. в НКС начинается его разогрев за счёт Рис. 9 демонстрирует промежуточную остаточного тепловыделения. Так как тепло- конфигурацию материала, которая обра проводность дисперсного материала дебриса зовалась в результате недостаточной мощно невысокая, теплоотвод через толщу дебриса сти объёмного тепловыделения (до момента ограничен, и генерируемое тепло почти не проплавления, при температуре на наружной снимается. Это приводит к перегреву и началу поверхности корпуса менее 1000 °С): метал плавления поступившего материала. Область лический слой расплава недоплавил корпус плавления распространяется вширь, при этом вследствие уменьшения теплоподвода снизу возрастает её протяжённость и площадь гра- от слоя, содержащего топливо. В последую ницы расплава. Так как металлы и оксиды щем продолжался вторичный разогрев и плав почти не смешиваются, расплав расслаива- ление кориума (застывшего при перемещении ется. Ввиду большого количества стали и в НКС), в результате чего разрушение корпуса достаточно высокой степени окисления в рас- заняло большое время. Рис. 10, 11 показывают слоённом расплаве металлический слой будет изменение со временем профиля плотности находиться выше оксидного. В случае малого потока тепла, построенного вдоль образующей тепловыделения расширение области распла- корпуса вверх, начиная от полюса – точки на ва в нетепловыделяющем материале может внешней поверхности эллиптического днища, затормозиться за счёт увеличения площади находящейся на оси корпуса. Распределение его теплоотдачи. Именно для такого сценария, потока тепла становится почти плоским при при котором возможно достижение квазиста- уменьшении мощности со временем. На рис.

ционарного теплового состояния в корпусе 12, 13 представлены распределения температу реактора, проводилась оценка порогового ры и плотности потока тепла в стационарном Рис.10. Распределение плотности теплового Рис.11. Распределение плотности теплового потока на внутренней стенке корпуса потока на внутренней стенке корпуса реактора, вариант № 2 реактора, вариант № Рис.12. Распределение температуры на Рис.13. Распределение плотности теплового внешней стенке корпуса реактора, вариант 6, потока на внутренней стенке корпуса Т=123900 с (34,4 ч) реактора, вариант 6, Т=123900 с (34,4 ч) состоянии для варианта №6, в котором отсут- соответствует балансной оценке теплоотдачи ствовало проплавление корпуса. с корпуса при получаемой температуре. В слу Из результатов расчетов, представленных чае неучёта расслоения расплава на оксидную в таблице 2, видно, что получаемое значение и металлическую части (ср. варианты 4 и 5) порогового значения мощности остаточного менее жёсткий тепловой режим и отсутствие тепловыделения в массе топлива, образую- разрушения связаны с большей поверхностью щей ванну расплава, при которой возможно теплоотдачи расплава к стенке корпуса в этом удержание расплава без наружного водоо- случае.

хлаждения, составляет ~ 1МВт. Эта величина Выводы на днище корпуса от 10 до 20 % от массы загрузки топлива в РК. При этом оставшаяся В настоящей работе представлены резуль- в НКС часть топлива должна охлаждаться таты расчетных исследований возможности за счет теплового излучения и воздушного и условий длительного удержания кориума охлаждения корпуса реактора при естествен в корпусе реактора ВВЭР-440, проведённых ной конвекции воздуха.

с целью последующего экспериментального Для экспериментального исследования исследования нагрева, деформирования и несущей способности корпуса реактора разрушения корпуса реактора при удержании ВВЭР-440 в ТА с длительным удержанием расплава. кориума на первом этапе исследования реко На основании проведенных ранее параме- мендуется следующий диапазон параметров трических расчётных исследований термо- применительно к авариям с разрывом ГЦТ:

механического поведения корпуса реактора 1) давление среды внутри корпуса – в ВВЭР-440 [1] был сделан вывод о возможно- пределах 11,5 МПа;

сти длительного (до 24 ч) удержания кориума 2) масса топлива в НКС, контактирую в корпусе реактора ВВЭР-440 при ТА. Это щая с корпусом 3,5 - 7т;

возможно при определенном сочетании па- 3) мощность тепловыделения топлива в раметров среды внутри корпуса реактора: НКС 11,5 МВт ;

давление в корпусе реактора ~1,01,5 МПа;

4) температура внешней стенки корпуса температура на наружной поверхности корпу- до 1000–1200 °С.

са 900°1000°С. Проведенный анализ показал, Представленный диапазон параметров что такие параметры могут быть реализованы может быть уточнен, а область исследования в ТА с исходным событием:

- течь при «ча- может быть расширена после проведения стичном разрыве» холодной нитки ГЦТ на сквозных расчётов по коду СОКРАТ/В1 для входе в реактор, при разрывах с эквивалент- всего диапазона течей при разрыве ГЦТ с уче ным диаметром менее Ду75;

- на временном том реального масштаба моделирования.

промежутке до 10 ч, при восстановлении по дачи воды в реактор от насосов нормальной Список сокращений или аварийной подпитки после 1,5 ч от начала аварии.

Представлены результаты расчетного ана- АЗ — аварийная защита лиза сценария аварии с течью из ГЦТ Ду32 на а.з. — активная зона входе в реактор с наложением полного обе- АРК — кассета аварийной защиты, регу сточивания и рассмотрением восстановления лирования и компенсации;

подпитки от насоса нормальной подпитки АПН — насосы системы аварийной под через два часа от начала аварии с использо- питки (первого контура);

ванием кода улучшенной оценки СОКРАТ/В1. АЭПН — аварийный электрический пита Получено, что для рассмотренных условий тельный насос (второго контура);

протекания аварии с течью из ГЦТ Ду32 с БРУ-А — быстродействующая редукцион воздействием на корпус реактора ВВЭР-440 ная установка сброса пара в атмосферу;

74 % массы топлива в РК целостность корпуса ВВЭР — водо-водяной энергетический может быть обеспечена в течение не более, реактор;

чем 4-х часов. ГЦТ — главный циркуляционный Приведены результаты оценочных ва- трубопровод;

риантных расчетов аварии с течью Ду32 с ГЦН — главный циркуляционный насос;

использованием автономной версии модуля КО — компенсатор объема;

HEFEST кода СОКРАТ/В1. Варьировались НКС — нижняя камера смешения;

условия теплового воздействия на корпус вы- ПГ — парогенератор;

павшей в НКС массы расплава при сохранении ПК — предохранительный клапан;

остальных расчётных параметров. Результаты ПН — насос нормальной подпитки (перво расчетов продемонстрировали возможность го контура);

сохранения целостности корпуса до одних су- РУ — реакторная установка;

ток при массе расплава топлива, находящегося РУТА — руководство по действиям персо- Loviisa plant. Nuclear Engineering and Design.

нала при управлении тяжелыми авариями;

Vol. 169. 1997. - Р. 109-130.

РК — рабочая кассета;

3. Leonid Bolshov, Valery Strizhov СК — стопорные клапаны;

«SOCRAT – The System of Codes for Realistic ТА — тяжёлая авария;

Analysis of Severe Accidents», Proceedings of ТГ — турбогенератор;

ICAPP ’06 Reno, NV USA, June 4-8, 2006.

ИС — исходное событие 4. С.С. Кутателадзе Теплопередача и ги дродинамическое сопротивление: Справочное пособие. – М.:Энергоатомиздат, 1990.

Список литературы 5. Д.Б. Лопух, И.А. Логинов, В.С. Грановский, С.В. Бешта, В.Б. Хабенский, 1. В.П. Семишкин, В.В. Пажетнов, Е.А. В.В. Мартынов, В.А. Крушинов, Фризен, В.Д. Локтионов, «Термомеханическое С.А. Витоль, А.В. Кулагин, А.Ю. Печенков поведение корпуса ВВЭР в тяжелой аварии», «Экспериментальное исследование процессов 5-я МНТК, “Обеспечение безопасности АЭС с при подаче воды на расплав стали» // Вопросы ВВЭР «, г. Подольск, 29 мая-1 июня 2007 г. безопасности АЭС с ВВЭР. Труды научно 2. O. Kymalainen, H. Tuomisto, Т.G. практического семинара. – Санкт-Петербург, Theofanous. In vessel retention of a corium at the 12-14 сентября 2000 г., с. 285-296.

The paper presents results of analysis for a number of severe accident scenario in the VVER-440 reactor ac companied with long-term impact of molten corium on the reactor pressure vessel. Values of the main parameters are evaluated to run experiments on heating, strain and failure of scaled models of the reactor pressure vessel under the conditions of these accidents.

Научно-технический сборник Вопросы атомной науки и техники Серия:

«Обеспечение безопасности АЭС»

Выпуск Реакторные установки c ВВЭР Издание подготовлено в OAO ОКБ «ГИДРОПРЕСС».

Составитель:

А.С.Зубченко, Н.В. Козлачкова Ответственные за выпуск:

А.С.Зубченко, И.Н.Васильченко, С.Р.Сорокин, Н.В. Козлачкова Редакционная подготовка:

А.С.Зубченко, Н.В. Козлачкова Компьютерная верстка и художественное оформление:

Н.В. Козлачкова Подписано в печать 30.12.2009 г. Формат 60х84 1/ Бумага офсетная Усл. печ. л. 20,00 Уч. изд. л. 20, Тираж 250 экз. Заказ № Издательство ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

142103 Московская область, г. Подольск, ул. Орджоникидзе 21.

Тел.: (4967) 69-18- E-mail: serdobintseva_e@grpress.podolsk.ru ПРОЕКТ ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»



Pages:     | 1 |   ...   | 5 | 6 ||
 





 
© 2013 www.libed.ru - «Бесплатная библиотека научно-практических конференций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.