WWW.NAUKA.X-PDF.RU
БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА - Книги, издания, публикации
 


Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 ||

«ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ СЕРИЯ: Обеспечение безопасности АЭС ВЫПУСК 25 Реакторные установки с ВВЭР ПРОЕКТ ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Государственная Корпорация по атомной энергии ...»

-- [ Страница 6 ] --

положения по контролю», «измеряемые характеристики» и «оценка качества» обеспеСписок литературы чивают выявление и оценку несплошностей в соответствии с [6], а также трещинообразных несплошностей. 1. МЦУ-11-98. Методика ультразвукового В приложении №1 изложена технология контроля узла приварки коллектора к парогеопределения эквивалентной высоты корневой нератору ВВЭР-1000. Москва. ЦНИИТМАШ.

трещины (трещины исходящей от донной 1999 г.

поверхности) при ультразвуковом контроле 2. МЦУ-11-98п. Методика ультразвуметодом «корневой тандем». кового контроля узла приварки коллектоВ приложении №2 содержится выписка из ра к парогенератору ВВЭР-1000. Москва.

[7] на основной металл узла приварки коллек- ЦНИИТМАШ. 2000 г.

тора к парогенератору, представлена таблица 3. ОП 1513-72. Основные положения норм оценки качества для изделий с различ- по сварке и наплавке узлов и конструкций ной толщиной. атомных электростанций, опытных и исслеПо решению ГОСАТОМНАДЗОРА мето- довательских ядерных реакторов и установок.

дика МЦУ-11-98п разрешена к применению в Москва. Энергоатомиздат. 1985 г.

–  –  –

On the whole, nondestructive examination (NDE) methods and equipment used in nuclear power engineering make it possible to detect defects with different orientation and location in welded joints and base metal. However, in some cases the current NDE procedures fail to detect cracks in the irregular shape joints with restricted inspection accessibility and ability. To ensure examination of such joints a higher level of NDE potentialities than the current one should be provided. The present work deals in examination of NPP equipment and pipelines with restricted inspection accessibility and ability. It is also devoted to solution of actual tasks regarding development of effective means and techniques for NDE of a PGV-1000 header-to-steam generator welded joint.

УДК 621.039.586

–  –  –

РАССМОТРЕНИЕ УСЛОВИЙ ДЛИТЕЛЬНОГО

ВОЗДЕЙСТВИЯ КОРИУМА НА КОРПУС РЕАКТОРА

ВВЭР-440 ПРИ ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЯХ Представлены результаты анализа ряда сценариев тяжелых аварий в ВВЭР-440 с длительным воздействием расплавленной активной зоны на корпус реактора и оценены величины основных параметров для проведения экспериментов по исследованию нагрева, деформирования и разрушения масштабных моделей корпуса реактора при условиях таких аварий.

Введение ВВЭР на масштабных моделях ключевой задачей является воспроизведение условий и Развитие тяжелой аварии (ТА) в кор- режимов протекания ТА, полученных в распусных реакторах средней мощности типа четном анализе аварийного сценария.

ВВЭР-440 при потере охлаждения а.з. может В настоящей работе анализируется ряд сцепривести к плавлению а.з., перемещению и нариев ТА в ВВЭР-440, при которых развитие накоплению в нижней части корпуса реактора аварийного процесса до разрушения корпуса расплавленных фрагментов а.з. и внутрикор- реактора может происходить относительно пусных устройств (кориума). В этом случае долго (свыше 3-х часов), проводится оценка корпус реактора играет роль основного величины основных аварийных параметров барьера на пути дальнейшего перемещения (избыточное давление в корпусе, величина и кориума за его пределы, а деформирование и конфигурация расплава в нем, распределение разрушение корпуса реактора определяющим тепловой нагрузки со стороны кориума на образом влияет на протекание последующих стенку корпуса и др.).

фаз ТА. В частности, в работе рассматривается Расчетный анализ длительного воздей- сценарий ТА с «частичным разрывом» холодствия расплава на корпус реактора, как один ной нитки ГЦТ на входе в реактор в диапазоиз основных инструментов исследования, не эквивалентных диаметров Ду32 - Ду38 и базируется на моделировании определяющих Ду100 - Ду120 с наложением несрабатывания тепловых, физико-химических и деформаци- аварийной подпитки первого контура и с учёонных процессов, сопровождающих ТА. том возможности восстановления персоналом При этом обоснованность и адекватность подачи воды в реактор от насосов нормальной численных результатов определяется их сопо- или аварийной подпитки. Результаты чисставлением с соответствующими эксперимен- ленного анализа сценария ТА с течью Ду32, тальными данными. Необходимость обосно- выполненного с помощью кода СОКРАТ/В1, вания результатов численного моделирования представлены и обсуждаются ниже.

делает актуальным постановку и проведение Необходимость подобной работы вытекает экспериментальныx работ по исследованию из требований нормативных документов по нагрева, деформирования (вследствие высо- безопасности атомных станций о проведении котемпературной ползучести) и разрушения анализа ТА с плавлением а.з. и разработке на масштабных моделей корпуса реактора в их основе специальных руководств по дейусловиях, имитирующих ТА в ВВЭР-440. ствиям персонала при управлении тяжелыми При экспериментальном исследовании авариями (РУТА). В результате подобных истермодеформационного поведения корпуса следований должны быть получены данные по условиям воздействия расплава активной расхода подпитки принималось равным расзоны на корпус реактора, которые предпо- ходу генерируемого пара без учёта возможной лагается использовать для разработки и обо- конденсации пара на элементах оборудования снования РУТА реакторов ВВЭР-440. реактора. В качестве возможных источников подпитки первого контура могут быть использованы насосы нормальной подпитки первого Постановка задачи контура (ПН) и насосы системы аварийной подпитки первого контура (АПН). Сценарий На основании ранее проведенных параме- ТА в рассматриваемой области параметров трических расчетных исследований термо- по давлению может быть реализован при слепрочностного поведения корпуса реактора дующих условиях работы насосов подпитки

ВВЭР-440 [1] можно сделать вывод, что при первого контура:

определенных условиях ТА (избыточное дав- – при работе одного насоса ПН с расление в корпусе ~1,01,5 МПа и температура ходом 1,64 кг/c давление в реакторе 1,5 МПа наружной поверхности его стенки 9001000°С) и 1,0 МПа обеспечивается при размерах течи возможно длительное (до 24 ч) удержание ко- Ду 32 и Ду 38, соответственно;

риума в корпусе ВВЭР-440 при ТА. Одно из – при работе одного насоса АПН с распервых расчетных исследований возможности ходом 16,4 кг/c давление 1,5 МПа и 1,0 МПа удержания расплава а.з. в корпусе реактора обеспечивается при размерах течи Ду 100 и ВВЭР-440 при ТА было проведено авторами Ду 120, соответственно (рис. 1).

работы [2] для АЭС Ловииса в Финляндии. В Рассматривая необходимое для генерации работе рассматривались в том числе сценарии пара с заданным расходом энерговыделение, с воздействием на внутреннюю стенку днища представленное на рис. 2, и имеющееся в а.з. в корпуса реактора массы кориума, составляю- течение ТА остаточное тепловыделение (рис.

щей часть от всей массы а.з. и низким давле- 3, использовался стандарт MS ISO 10645-92) нием в первом контуре. Анализ выполненных был сделан вывод о возможной реализации в 90-е годы в ОКБ «ГИДРОПРЕСС» расчетов сценария с рассматриваемыми параметрами по безопасности ВВЭР-440 для тяжелых за- для течей Ду32 и Ду38 на временном пропроектных аварий показал, что рассматривае- межутке в течении свыше 10 ч. При этом для мые параметры внутри корпуса реактора мо- течей Ду100 - Ду120 не реализуется мощность гут реализоваться для исходных событий ТА, для генерации пара и поддержания рассматрисвязанных с течами теплоносителя первого ваемого давления для временного промежутконтура с эквивалентным диаметром меньше ка свыше 1,5 ч. При больших размерах течей, Ду200 и отказом САОЗ. чем течи Ду32, и при условии восстановления Одним из вероятных сценариев развития подачи воды в реактор от насосов нормальной аварии с разрывом трубопроводов первого контура и течью теплоносителя является восстановление подачи воды в реактор от насосов нормальной или аварийной подпитки. Пар, генерирующийся при испарении подпиточной воды, приводит к росту давления в реакторе до значения, при котором количество генерируемого пара будет равно количеству пара, уходящего в течь и конденсирующегося на элементах оборудования. При рассмотрении сценариев предполагалось отсутствие парового взрыва.

В данной работе были выполнены расчетные оценки значений расхода подпитки и давления внутри корпуса (рис.1) для класса Рис. 1. Зависимость расхода пара от размера ТА с потерей теплоносителя в результате течи при энерговыделении, «частичного разрыва» холодной нитки ГЦТ соответствующем рис. 2.

у входа в реактор в диапазоне от Ду 20 до 1- для давления в первом контуре 1,5 МПа; 2 - для Ду 200. При проведении оценок значение давления в первом контуре 1,0 МПа.

или аварийной подпитки с расходом ~5 кг/c – в качестве возможных источников подрассматриваемые параметры могут быть реа- питки первого контура рассматриваются нализованы для течи Ду70 –Ду75 на временном сосы нормальной подпитки первого контура и промежутке до 10 ч. насосы системы аварийной подпитки первого Используя полученные рекомендации по контура.

работе насосов нормальной или аварийной подпитки и размеру течи при разрыве ГЦТ, Результаты расчёта тяжелой аварии по была поставлена задача определения сценария коду СОКРАТ/В1 с воздействием кориума на корпус реактора ВВЭР-440, при котором возможно длительное удержание кориума в корпусе с учетом Особенности моделирования ТА на РУ с внутреннего и внешнего охлаждения. Ниже ВВЭР-440/В-230 кодом СОКРАТ/В1 приводятся результаты решения для одного из сценариев в диапазоне размеров течи Ду 20 и Использование для расчетного анализа Ду 200, с течью Ду32. Для этого использовал- ТА кода улучшенной оценки СОКРАТ/В1 обеся код СОКРАТ/В1 [3]. спечило сквозное моделирование физических процессов на этапах развития аварийного процесса от исходного события до выхода расплаИсходные данные для проведения ва за пределы корпуса реактора с учетом конрасчетов структивных особенностей ВВЭР-440/В-230.

Физико-математические модели и расчетные Расчётные исследования процессов в РУ модули кода СОКРАТ/В1 позволили согласопри ТА были выполнены для исходных дан- ванным образом описать теплогидравличеных типового проекта ВВЭР-440/В-230. ские, физико-химические и термомеханические При выполнении расчетов до момента явления на внутрикорпусной стадии ТА.

начала аварии принимались номинальные па- Код СОКРАТ/В1 имеет блочно-модульную раметры и характеристики оборудования РУ. структуру. Основными модулями, испольВ частности, были приняты следующие на- зованными в расчётах, являются РАТЕГ, чальные условия и базовые принципы работы СВЕЧА и HEFEST. При расчётном анализе оборудования: тяжёлой запроектной аварии РАТЕГ моделиноминальный уровень мощности РУ; рует работу РУ с учетом течения двухфазного

– номинальный уровень воды в КО; теплоносителя, переноса тепла в элементах

– номинальный уровень воды в ПГ; РУ (твэлы, стенки каналов), теплообмена

– исходным событием аварийного про- теплоноситель–стенка. Теплоперенос излучецесса является частичный разрыв ГЦТ у нием при осушении активной зоны рассчитывходного патрубка реактора; вается модулем MRAD. СВЕЧА моделирует

– учитывается работа всех систем и обо- явления при деградации активной зоны в ходе рудования, влияющих на протекание аварии ; ТА: окисление, плавление и перемещение материалов активной зоны, генерацию водорода, Рис. 2. Энерговыделение, необходимое для Рис. 3. Мощность остаточного генерации пара с заданным расходом тепловыделения теплообмен излучением. HEFEST моделирует Обесточивание влечет за собой отказ системы взаимодействие корпуса реактора и ВКУ с рас- аварийной подпитки первого контура. С цеплавом, переместившимся в него из активной лью изучения возможности управления авазоны реактора в ходе ТА: теплопередачу, пере- рийным процессом и смягчения его последмещение и плавление материала, перемеши- ствий постулируется подача воды от одного вание и расслоение расплава, проплавление насоса нормальной подпитки первого контура корпуса, теплообмен излучением. Расчетная в опускной канал РУ с расходом 1,64 кг/с через схема HEFESTа базируется на численном 7200 с после исходного события.

решении уравнения теплопроводности в дву- Рассмотренный сценарий аварии и работа мерной осесимметричной области с помощью оборудования РУ в данном режиме представметода конечных элементов. Для моделирова- лены в таблице 1.

ния нижней камеры реактора ВВЭР-440/230 В результате исходного события – разрыва в HEFESTе использовалась расчётная сетка с трубопровода и возникновения течи Ду32 из 4903 узлами, покрывающая пространствен- «холодной» нитки ГЦТ уменьшается уровень ную область нижней части реактора, огра- теплоносителя в активной зоне и происходит ниченную внешней поверхностью корпуса снижение давления в первом контуре. По реактора до уровня а.з. сигналу обесточивания насосы нормальной Для кода СОКРАТ была построена рас- подпитки отключаются от первого контура.

чётная схема энергоблока ВВЭР-440/В-230, Насосы системы аварийной подпитки первокоторая включает в себя реактор с ВКУ и три го контура АПН и аварийные питательные петли первого контура (одна аварийная – с КО, насосы второго контура (АЭПН) не функодна эквивалентная неаварийная, объединяю- ционируют в силу принятого отказа дизельщая петли 2 и 3, и одна эквивалентная неава- генераторов.

рийная, объединяющая петли 4, 5 и 6), второй После закрытия СК обоих ТГ по сигналу контур в пределах ПГ, систему КО, системы обесточивания давление во втором контуре безопасности. Связь с турбогенератором и повышается до уставки срабатывания БРУ-А конденсатно-питательным трактом осущест- и ПК ПГ. Давление во втором контуре вследвлялась при помощи граничных условий. ствие этого уменьшается, и паросбросные Расчетная модель реактора включает зону устройства закрываются. Так как давление, входных патрубков, опускного участка, ниж- а, следовательно, и температура теплоносиней камеры смешения, зоны днища шахты ре- теля в первом контуре выше, чем во втором, актора и защитных труб АРК, активной зоны, то после закрытия паросбросных устройств верхней камеры, зоны выходных патрубков. давление во втором контуре опять возрастает Нодализационная схема реактора ВВЭР-440/ до значения их открытия. БРУ-А продолжают В-230 показана на рис. 4. периодическую работу в течение ~ 1,3 ч.

Расчетная схема ГЦТ на примере аварийной петли с компенсатором объёма показана Особенности процессов на стадии на рис. 5. Она включает горячую нитку, ПГ, разрушения активной зоны холодную нитку с ГЦН. Отдельные участки трубопроводов выделены в камеры для под- После осушения верхней части а.з. начиключения активной САОЗ, дыхательного тру- нается разогрев топлива и рост температуры бопровода КО, узлов течи. Вид остальных пе- оболочек твэлов. Перемещение границы тель отличается от аварийной незначительно. разогрева твэлов соответствует снижению уровня теплоносителя в а.з. и поэтому снаРезультаты расчёта сценария ТА кодом чала разогреваются верхние зоны твэлов. По СОКРАТ/В1 достижении оболочками твэлов температуры 1200 К начинается пароциркониевая реакция, Расчетный анализ ТА с рассмотрением что приводит к значительному увеличению плавления активной зоны на РУ с ВВЭР-440 скорости разогрева твэлов. После разогрева был проведен по коду СОКРАТ/В1 с исходным оболочек твэлов до 2150 К начинается плавсобытием «течь Ду32 из холодной нитки ление металлического Zr, а по достижении ГЦТ на входе в реактор» с наложением одно- температуры 2500 К происходит интенсивное временного полного обесточивания станции, стекание и обрушение, компонентов твэлов в включая отказ на запуск дизель-генераторов. нижние области а.з.

Рис. 4. Нодализационная схема реактора ВВЭР-440/В-230

Разрушение опорной плиты происходит Всего в НКС поступает около 70 тонн дев результате перемещения на неё горячих бриса, в том числе 28 т топлива (74 % массы материалов а.з. (в виде дебриса и расплава из РК а.з.), 29 т стали, 8,4 т оксидов циркония и разрушенных частей твэлов РК и элементов 5 т металлического циркония (рис. 6). После ВКУ). Через 2,5 часа после начала аварии про- поступления дебриса в НКС образуется и исходит перемещение в НКС материалов а.з. расширяется область расплава, а её граница Фрагменты разрушенной а.з. попадают в об- распространяется к стенке корпуса (рис 7). В ласть днища шахты реактора (рис.

6, =9000 модели принято, что от внешней поверхности с), в результате чего интенсифицируется кипе- корпуса РУ отводится тепло с коэффициентом ние оставшегося там относительно холодного теплоотдачи 120 Вт/м2К, соответствующим теплоносителя, и возрастает расход пара через естественной конвекции воздуха у нагретой активную зону. При этом снижение уровня вертикальной стенки [4]. Для того, чтобы теплоносителя в этой области замедляется смягчить условия по нагреву стенки корпуса, подпиткой из опускного участка. в данном расчёте не учитывалось расслоение

Рис.5. Нодализационная схема ГЦТ ВВЭР-440/230 (на примере аварийной петли № 1)

расплава, поэтому состав жидкой фазы: Была проведена оценка возможности 44%UO2, 38% стали, 11%ZrO2, 7%Zr. Значение теплоотвода от горячей стенки внешней коэффициента теплоотдачи от горизонтальной поверхности корпуса РУ принудительным поверхности расплава к воде над ним прини- охлаждением воздухом от имеющейся сималось равным 1000 Вт/м2К, что соответствует стемы приточной воздушной вентиляции данным [5] по исследованию теплоотдачи от шахтного объема реактора. Оценка показала, обращённой вверх границы расплава в воду. что проектной мощности существующей сиДля аварии с разрушением всей а.з. ВВЭР- стемы вентиляции (расход воздуха системы 440 и перемещением ее на корпус сохранить 60000 м3/ч) также недостаточно для полного выпавшую массу разрушенной а.з. внутри исключения проплавления корпуса реактора корпуса реактора не удаётся, поскольку менее для рассматриваемой аварии.

50 % тепловой энергии, выделяемой в рас- Характерное время сквозного проплавплаве, отводится к теплоносителю в НКС, а ления корпуса РУ определяется, в основном, интенсивность конвективного теплоотвода от остаточным энерговыделением в топливе на внешней стенки корпуса РУ недостаточна при момент разрушения а.з., которое, в свою очевоздушном охлаждении. редь, определяется временем от начала ИС и выпавшей массой расплава топлива.

–  –  –

Ниже приводятся результаты расчетов по за счет оставшейся в НКС воды и теплового автономной версии модуля HEFEST с варьи- излучения.

рованием выпавшей в НКС массы расплава с Основным варьируемым параметром при целью изучения возможности реализации мер расчетах являлась масса топлива (UO2) в РК, по удержанию расплава в корпусе РУ. которая перемещается в НКС корпуса после разрушения а.з. Масса топлива варьировалась Оценка кодом СОКРАТ/В1 возможности от номинального своего значения 38 т до миудержания расплава в корпусе РУ нимального, равного ~1/10 от номинала.

Вследствие неполного перемещения В рамках изучения возможности и усло- топлива при ТА оставшаяся часть топлива вий, при которых не происходит сквозное должна остаться в неполностью разрушенной проплавление стенки корпуса реактора в про- а.з. и продолжать нагреваться. Необходимым цессе ТА, были выполнены параметрические условием осуществления удержания расисследования теплового состояния нижней плава в сценарии с частичным разрушением части корпуса реактора ВВЭР-440 без учета возможности подачи воды в 1 контур.

Цель расчётов состояла в оценке минимального порогового уровня мощности остаточного тепловыделения в массе топлива, которое перемещается из а.з. в НКС, при котором возможно достижение квазистационарного теплового состояния в корпусе реактора с остановкой процесса проплавления корпуса реактора. При проведении расчетов учитывался внешний теплоотвод от корпуса при условиях, близких к тем, что возможны для ныне действующих реакторов ВВЭР-440 (воздушное охлаждение корпуса реактора за счет естественной конвекции, отсутствие залива шахты водой при ТА), предполагалось охлаждение разрушенной а.з. внутри корпуса Рис.6. Поступление материала а.з. в НКС

–  –  –

Рассматривается следующий сценарий из- значение величины мощности тепловыделеменения состояния материала а.з. при его по- ния массы топлива, переместившейся в НКС.

ступлении в НКС корпуса реактора после раз- В соответствии с рассмотренной выше рушения а.з. Поступающий горячий материал схемой перемещения вниз части разрушенной а.з. оказывается в воде. Запасённого тепла а.з и формирования расплава в нижней части материалов а. з. хватает на то, чтобы испарить корпуса реактора были проведены парамечасть воды, которая остаётся в нижней части трические расчеты теплового состояния искорпуса реактора. Это приведёт к охлаждению следуемой системы: корпус реактора - дебрис первых порций поступающего расплава, кото- - ванна расплава - НКС с водой.

рый, как предполагается в сценарии расчёта, Основные результаты проведенных расбудет находиться (до 24 ч). Таким образом, четов представлены в таблице 2 и на рис. 9–13.

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 обрапроводность дисперсного материала дебриса зовалась в результате недостаточной мощноневысокая, 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): металплавления 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 последуюницы расплава. Так как металлы и оксиды щем продолжался вторичный разогрев и плавпочти 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 температуреактора, проводилась оценка порогового ры и плотности потока тепла в стационарном

–  –  –

состоянии для варианта №6, в котором отсут- соответствует балансной оценке теплоотдачи ствовало проплавление корпуса. с корпуса при получаемой температуре. В слуИз 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 естественв 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 рекоНа 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, контактируюв 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 ученым диаметром менее Ду75; - на временном том реального масштаба моделирования.

промежутке до 10 ч, при восстановлении подачи 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, регусточивания и рассмотрением восстановления лирования и компенсации;

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

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

протекания аварии с течью из ГЦТ Ду32 с БРУ-А — быстродействующая редукционвоздействием 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 (перворасчетов продемонстрировали возможность го контура);

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

ток при массе расплава топлива, находящегося

–  –  –

The paper presents results of analysis for a number of severe accident scenario in the VVER-440 reactor accompanied 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 25 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

–  –  –

Издательство ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

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

Тел.: (4967) 69-18-13 E-mail: serdobintseva_e@grpress.podolsk.ru ПРОЕКТ ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»



Pages:     | 1 |   ...   | 4 | 5 ||
 

Похожие работы:

«Научно-исследовательский институт пожарной безопасности и проблем чрезвычайных ситуаций Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь ИНФОРМАЦИОННЫЙ МАТЕРИАЛ СЕТИ ИНТЕРНЕТ ПО ВОПРОСАМ ПРЕДУПРЕЖДЕНИЯ И ЛИКВИДАЦИИ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ 17.04.2015 ВСТРЕЧИ И ВЫСТУПЛЕНИЯ ГЛАВЫ ГОСУДАРСТВА Встреча с Министром иностранных дел Ирака Ибрагимом аль-Джафари Беларусь и Ирак договорились о выстраивании фундамента двустороннего торгово-экономического сотрудничества. Об этом шла речь 9 апреля на...»

«Государственное бюджетное учреждение Ростовской области областная станция по борьбе с болезнями животных “Ростовская с противоэпизоотическим отрядом” Отчет генерального директора Ермакова А.М. г. Ростов-на-Дону 2014 год Анализ выполнения государственного задания за 2014 год 107,1 108 106,5 105,8 103,5 102 100100,2 100100,1 Объём государственного задания (%) Фактический обём предоставленных услуг (%) 1. Проведение осмотра, экспертизы и выдача заключений, подтверждающих безопасность продукции и...»

«ОСВО1-94 01 01-2013 ОБРАЗОВАТЕЛЬНЫЙ СТАНДАРТ ВЫСШЕГО ОБРАЗОВАНИЯ ВЫСШЕЕ ОБРАЗОВАНИЕ ПЕРВАЯ СТУПЕНЬ Специальность 1-94 01 01 Предупреждение и ликвидация чрезвычайных ситуаций Квалификация Инженер по предупреждению и ликвидации чрезвычайных ситуаций ВЫШЭЙШАЯ АДУКАЦЫЯ ПЕРШАЯ СТУПЕНЬ Спецыяльнасть 1-94 01 01 Папярэджанне i лiквiвыдыя надзвычайных сiтуацый Квалiфiкацыя Iнжынер па папярэджанню i лiквiидациi надзвычайных ciтуацый HIGHER EDUCATION FIRST STAGE Speciality 1-94 01 01 Emergency Prevention...»

«S/2015/219 Организация Объединенных Наций Совет Безопасности Distr.: General 27 March 2015 Russian Original: English Доклад Генерального секретаря о положении в Мали I. Введение Настоящий доклад представлен в соответствии с резолюцией 2164 (2014) 1. Совета Безопасности, в которой содержится решение Совета продлить мандат Многопрофильной комплексной миссии Организации Объединенных Наций по стабилизации в Мали (МИНУСМА); в этой резолюции Совет просил меня представлять ему каждые три месяца...»

«ФОРМИРОВАНИЕ ГЛОБАЛЬНОЙ ПОВЕСТКИ ДНЯ В СФЕРЕ УСТОЙЧИВОГО РАЗВИТИЯ ПОСЛЕ 2015 г. Формирование глобальной повестки дня в сфере устойчивого развития после 2015 г. Включение проблем мира, безопасности и качества управления в глобальную повестку дня устойчивого развития на период до 2030 г.: анализ хода и содержания международных переговоров1 В.И. Бартенев Бартенев Владимир Игоревич – к.и.н., доцент кафедры международных организаций и мировых политических процессов факультета мировой политики МГУ...»

««СОГЛАСОВАНО»: «УТВЕРЖДАЮ» Начальник МУ «Управление Директор МБОУ СОШ образования администрации пос. Городищи Петушинского района» И.Ю.Шаронова_ Е.В.Коробко «»_2014 г. «»_2014 г. ПАСПОРТ БЕЗОПАСНОСТИ Муниципального бюджетного общеобразовательного учреждения средней общеобразовательной школы пос. Городищи Петушинского района Владимирской области на 2014-2015 учебный год «СОГЛАСОВАНО»: Начальник МБУ «Управление Начальник отделения УФСБ Гражданской защиты России Владимирской области Петушинского...»

«НАУЧНО-ТЕХНИЧЕСКИЙ ЦЕНТР ИССЛЕДОВАНИЙ ПРОБЛЕМ ПРОМЫШЛЕННОЙ БЕЗОПАСНОСТИ (ЗАО НТЦ ПБ) Новые нормативные требования, методическое обеспечение и практика анализа риска при обосновании промышленной безопасности опасных производственных объектов с использованием СУГ Директор центра анализа риска ЗАО НТЦ ПБ, д.т.н., Лисанов Михаил Вячеславович. тел. +7 495 620 47 48, e-mail: risk@safety.ru Геленджик, 18.09.2014 г. safety.ru Основные темы доклада • О внедрении риск-ориентированного подхода при...»

«Организация и методика обучения работающего населения предприятий в области безопасности жизнедеятел ьности Оглавление Слайды№№1-12 Общие вопросы №№ 13-21 Тема №1 №№ 22-42 Тема №2 №№ 43-50 Тема №3 №№ 51-79 Тема №4 №№ 80-95 Тема №5 №№ 96-102. Тема №6 Главной задачей по подготовке населения Российской Федерации в 2011 2015 годах в области безопасности жизнедеятельности считать: Развитие единой системы подготовки населения в области гражданской обороны и защиты от ЧС природного и техногенного...»

«Аннотация В дипломном проекте дано обоснование для разработки дипломного проекта, поставлены цели и задачи выполнения проекта. В задании предусматривается реконструкция ячеек 110 и 10 кВ на повышающей подстанции 10/110 кВ. произведены расчетов токов короткого замыкания на основание которого произведен выбор коммутационных аппаратов, расчет релейной защиты. Разработаны мероприятия по охране труда и техники безопасности при эксплуатации электрооборудования. Дано техникоэкономическое обоснование...»

«ОРГАНИЗАЦИЯ ФАРМАЦИИ В РБ Кугач В. В. Новые технологии ВГМУ, в фармации Республики Беларусь Витебск В своем Послании белорусскому народу и Национальному собранию Республики Беларусь Глава государства Александр Григорьевич Лукашенко определил, что «будущее Республики Беларусь – за инновационным развитием» [1]. Мировой опыт и экономические исследования показывают, что знания становятся более важным фактором экономического развития, чем традиционные факторы – труд и капитал. Получение новых знаний...»

«Библиотека Института современного развития ОТНОШЕНИЯ РОССИЯ–США: К НОВОЙ ПОВЕСТКЕ ДНЯ Под общей редакцией И.Ю. Юргенса, А.А. Дынкина, А.Г. Арбатова Москва Экон-Информ ББК 65.9(2Рос) О-8 ПОД ОБЩЕЙ РЕДАКЦИЕЙ профессора И.Ю. Юргенса, Председателя Правления Института современного развития академика РАН А.А. Дынкина, директора Института мировой экономики и международных отношений РАН члена-корреспондента РАН А.Г. Арбатова, руководителя Центра международной безопасности Института мировой экономики и...»

«УЧЕБНЫЙ ПЛАН ОБУЧЕНИЕ ПО ОХРАНЕ ТРУДА руководителей и специалистов, работников служб охраны труда организации Цель: получение слушателями знаний, отвечающих требованиям охраны труда, и необходимых для их практической деятельности. Категория слушателей: руководители организаций, заместители руководителей организаций, в том числе курирующие вопросы охраны труда, заместители главных инженеров по охране труда, работодатели физические лица, иные лица, занимающиеся предпринимательской деятельностью....»

«ТРЕТИЙ НАЦИОНАЛЬНЫЙ ДОКЛАД РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ О ВЫПОЛНЕНИИ ОБЯЗАТЕЛЬСТВ, ВЫТЕКАЮЩИХ ИЗ ОБЪЕДИНЕННОЙ КОНВЕНЦИИ О БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С ОТРАБОТАВШИМ ТОПЛИВОМ И О БЕЗОПАСНОСТИ ОБРАЩЕНИЯ С РАДИОАКТИВНЫМИ ОТХОДАМИ К четвертому Совещанию по рассмотрению в рамках Объединенной Конвенции о безопасности обращения с отработавшим топливом и о безопасности обращения с радиоактивными отходами Москва 2011 Настоящий третий национальный Доклад Российской Федерации подготовлен согласно Статье 32...»

«СОГЛАСОВАНО. Утверждаю. Начальник Отдела по образованию Директор МБОУ Белавская ООШ МО «Дорогобужский район» _ И.Н.Свириденков _Г.Н. Иванова _ 2015г. «_»_2013г.СОГЛАСОВАНО Начальник ГИБДД МО МВД России «Дорогобужский район» майон полиции А.А. Поляков ПАСПОРТ по обеспечению безопасности дорожного движения муниципального бюджетного общеобразовательного учреждения «Белавская основная общеобразовательная школа» д.Белавка, ул. Центральная,д.2, Дорогобужского района Смоленской области Директор МБОУ...»

«Научно-исследовательский институт пожарной безопасности и проблем чрезвычайных ситуаций Министерства по чрезвычайным ситуациям Республики Беларусь ИНФОРМАЦИОННЫЙ МАТЕРИАЛ СЕТИ ИНТЕРНЕТ ПО ВОПРОСАМ ПРЕДУПРЕЖДЕНИЯ И ЛИКВИДАЦИИ ЧРЕЗВЫЧАЙНЫХ СИТУАЦИЙ 11.09.2015 ВСТРЕЧИ И ВЫСТУПЛЕНИЯ ГЛАВЫ ГОСУДАРСТВА Официальный визит премьер-министра Пакистана Наваза Шарифа в Беларусь Беларусь придает большое значение укреплению полномасштабного сотрудничества с Пакистаном. Об этом Президент Беларуси Александр...»

«ФОНД ПОДДЕРЖКИ ИССЛЕДОВАНИЯ ПРОБЛЕМ «БЕЗОПАСНОСТЬ ЕВРАЗИИ» ЖУРНАЛ «БЕЗОПАСНОСТЬ ЕВРАЗИИ» МОСКОВСКИЙ ИНСТИТУТ СТРАТЕГИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ СЕРИЯ НАУЧНОЙ И УЧЕБНОЙ ЛИТЕРАТУРЫ «ЗА НАШУ И ВАШУ БЕЗОПАСНОСТЬ» УДК 17 ББК 87.7 К82 Р е к о м е н д о в а н о к и з д а н и ю: Кафедрой социологии культуры, воспитания и безопасности Социологического факультета Московского государственного университета им. М.В. Ломоносова Журналом «Безопасность Евразии» Р е ц е н з е н т ы: доктор политических наук Д.М....»

«С. П. КАПИЦА ОБЩАЯ ТЕОРИЯ РОСТА ЧЕЛОВЕЧЕСТВА Как рос и куда идёт мир человека Москва 2009 С. П. Капица Общая теория роста человечества Как рос и куда идёт мир человека Аннотация Человечество переживает эпоху глобальной демографической революции, когда после взрывного роста население мира круто меняет характер своего развития и внезапно переходит к ограниченному воспроизводству. Это величайшее по значимости событие в истории человечества с момента его появления затрагивает все стороны жизни...»

«КОМИТЕТ ПО ПРИРОДНЫМ РЕСУРСАМ ЛЕНИНГРАДСКОЙ ОБЛАСТИ О состоянии окружающей среды в Ленинградской области Санкт-Петербург УДК [502.1 (042.3)+504.06+503.03] ББК 67.407 (ЭО) Редакционная коллегия: Эглит А. А. – председатель редакционной коллегии. Орлова Н. В., Остриков К. В., Власов А. В., Скворцов В. М., Мурашко И. И., Силина Н. И., Попов В. Л., Куприянов И. Б, Стулов Ф. Н. «О состоянии окружающей среды в Ленинградской области». — СПб., 2012. — 320 с.: ил. ISBN 978-5-9904195-1-3...»

«Организация Объединенных Наций S/2015/486 Совет Безопасности Distr.: General 26 June 2015 Russian Original: English Доклад Генерального секретаря о Миссии Организации Объединенных Наций по стабилизации в Демократической Республике Конго I. Введение Настоящий доклад представляется во исполнение пункта 43 резолюции 2211 (2015) Совета Безопасности. В нем освещаются основные события, произошедшие в Демократической Республике Конго в период после предста вления моего доклада от 10 марта 2015 года...»

«S/2015/339 Организация Объединенных Наций Совет Безопасности Distr.: General 14 May 2015 Russian Original: English Доклад Генерального секретаря о положении в Центральной Африке и деятельности Регионального отделения Организации Объединенных Наций для Центральной Африки I. Введение Настоящий доклад представляется в соответствии с просьбой, содержащейся в заявлении Председателя Совета Безопасности от 10 декабря 2014 года (S/PRST/2014/25), в котором Совет просил меня регулярно информировать его о...»








 
2016 www.nauka.x-pdf.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Книги, издания, публикации»

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.