Комплексный анализ безопасности перспективной реакторной установки БН при авариях

Анфимов А.М., Кирилов И.Н., Кузнецов Д.В. (АО «ОКБМ Африкантов», Н. Новгород, Россия), Рыжов Н.И., Фокин А.Л., Чалый Р.В. (ИБРАЭ РАН, Москва, Россия)

Введение

В настоящее время разрабатывается проект перспективной реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (РУ БН). Расчетное обоснование безопасности разрабатываемой РУ БН осуществляется для режимов нормальной эксплуатации, нарушений нормальной эксплуатации, включая маловероятные тяжелые аварии. Для выполнения такого рода расчетных исследований в настоящее время активно используются коды нового поколения, разрабатываемые в рамках Федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010–2015 годов и на перспективу до 2020 года» (ФЦП ЯЭНП).

В рамках данного доклада представлен анализ наиболее значимых, с точки зрения безопасности установки, аварий:

• с блокировкой проходного сечения тепловыделяющей сборки (ТВС);
• с полной потерей электроснабжения;
• с вводом положительной реактивности.

Расчетные исследования выполнены с использованием интегрального кода СОКРАТ-БН [1], позволяющего моделировать основные процессы и явления, протекающие в контурах РУ, помещениях энергоблока и окружающей среде при переходных и аварийных режимах, включая тяжелые аварии с плавлением топлива в активной зоне (а.з.).

1. Основы обеспечения безопасности перспективной РУ БН

Одной из главных задач анализа безопасности является оценка доз облучения населения при авариях. Согласно требованиям, предъявляемым к инновационной энергетике, должна исключаться необходимость эвакуации и отселения населения за пределами площадки атомной станции [2]. В РУ БН это достигается за счет развитых свойств внутренней самозащищенности и конструкторских решений, направленных на обеспечение безопасности.

К свойствам внутренней самозащищенности реактора БН относятся качества, присущие только реакторам с жидкометаллическим теплоносителем:

• высокая теплоемкость реактора, обеспечивающая низкую скорость разогрева натрия в первом контуре в условиях потери теплоотвода;
• отрицательные мощностной и температурный коэффициенты реактивности;
• высокая температура кипения натриевого теплоносителя;
• эффективное удержание теплоносителем радиационно значимых изотопов йода и цезия.

Безопасность перспективного реактора БН обеспечивается следующими конструкторскими решениями:

• интегральная компоновка оборудования первого контура. Размещение систем с радиоактивным натрием в пределах корпуса реактора;
• система управления и защиты, исключающая одновременное извлечение из активной зоны более одного рабочего органа;
• пассивные системы останова реактора на основе гидравлически взвешенных поглощающих стержней (ПАЗ-Г) и стержней на температурном принципе действия (ПАЗ-Т);
• система аварийного отвода тепла (САОТ), функционирование и ввод в действие которой осуществляется на пассивном принципе.

Описанные выше свойства внутренней самозащищенности и конструкторские решения практически полностью исключают тяжелое повреждение активной зоны с масштабным плавлением топлива. Несмотря на это в проекте перспективной РУ БН рассматриваются маловероятные аварии с отказом активных и пассивных элементов и систем безопасности.

2. Краткое описание интегрального кода СОКРАТ-БН и расчетной схемы перспективной РУ БН

Интегральный код нового поколения СОКРАТ-БН, разработанный в рамках ФЦП ЯЭНП, позволяет осуществлять сквозное моделирование поведения РУ в переходных и аварийных режимах, включая тяжелые аварии с плавлением активной зоны.

Данный код позволяет проводить комплексные расчеты:

• нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в активной зоне;
• теплогидравлических процессов в контурах РУ;
• термомеханического поведения тепловыделяющих элементов (твэлов);
• кипения натрия в реакторе, плавления и перемещения расплава оболочек твэлов и топлива в границах реактора;
• высокоэнергетического термического взаимодействия расплава топлива с теплоносителем;
• переноса продуктов деления в реакторе, основных помещениях энергоблока и окружающей среде.

Код СОКРАТ-БН валидирован на отечественных и зарубежных экспериментальных данных, включая данные по эксплуатации реакторов БН-600  и БН-800. Результаты валидации кода подтвердили адекватность моделирования основных процессов и явлений, протекающих в ходе аварии.

Расчетная модель перспективной РУ БН (рис. 1) описывает основное оборудование первого контура, трубопроводы и оборудование второго контура, трубопроводы и оборудование САОТ. Третий контур представлен граничными условиями по питательной воде и острому пару.

Рис. 1. Расчетная схема перспективной РУ БН: 1 – промежуточный теплообменник (ПТО), 2 – а. з.; 3 – главный циркуляционный насос первого контура (ГЦН-1); 4 – автономный теплообменник (АТО); 5 – обратный клапан АТО;  6 – воздушный теплообменник (ВТО); 7 – трубопровод газовой компенсации;  8 – трубопровод перелива; 9 – парогенератор (ПГ); 10 – главный циркуляционный насос второго контура (ГЦН-2); 11 – сосуд-компенсатор

3. Авария с блокировкой проходного сечения ТВС

В качестве возможных аварий на реакторах БН рассматриваются события с частичной или полной блокировкой проходного сечения ТВС активной зоны при работе ректора на мощности. Ситуация с блокировкой ТВС наблюдалась при эксплуатации реакторов БН-350, БН-600 (Россия), Энрико Ферми (США) [3].

Причинами перекрытия проходного сечения ТВС являлись:

• попадание примесей в теплоноситель;
• ошибки персонала;
• перекрытие посторонними предметами запиточных окон в хвостовиках ТВС.

Следует отметить, что серьёзных последствий, с точки зрения работоспособности установок и радиационных выбросов, аварии с блокировкой проходного сечения ТВС не имели.

Попадание примесей в теплоноситель возможно вследствие утечки масла из ГЦН-1 или обрушения водородосодержащих отложений с поверхностей газовой полости реактора. Данные исходные события являются маловероятными, поскольку они могут произойти вследствие множественных отказов и ошибок персонала.

C точки зрения последствий наиболее значимой является ситуация с полным мгновенным перекрытием проходного сечения ТВС. Причем эта ситуация постулируется, поскольку, как отмечено выше, реально при эксплуатации реакторов БН она не наблюдалась.

При анализе аварии с полным мгновенным перекрытием проходного сечения одной ТВС принималось, что блокируется сечение на входе в пучок твэлов.

Блокировка ТВС приводит к быстрому закипанию натрия и последующему плавлению сборки. В результате плавления оболочек твэлов происходит выброс продуктов деления в верхнюю камеру смешения реактора.

Срабатывание аварийной защиты происходит по сигналу системы контроля герметичности оболочек по запаздывающим нейтронам, датчики которой размещены в шахте реактора в районе входных окон промежуточных теплообменников.

После срабатывания аварийной защиты мощность реактора снижается до уровня остаточных тепловыделений. Расхолаживание реактора осуществляется по проектной схеме через третий контур.

В аварийной ТВС расплав топлива и стали стекает в нижнюю часть сборки, где застывает. В процессе перемещения расплав топлива контактирует с чехлом ТВС. Через примерно 15 с после начала аварии расплав топлива проплавляет чехол аварийной ТВС и выходит в межпакетное пространство. В результате теплового взаимодействия расплав топлива застывает на внешней поверхности соседних ТВС (рис. 2). Дальнейшего продвижения расплава топлива не происходит.

Рис. 2. Распределение материалов в конструкционных элементах активной зоны – в аварии  с блокировкой проходного сечения ТВС (на 75 с переходного процесса): ni – номер расчетного канала активной зоны; чехол изображен слева от номера расчетного канала, твэл и пэл – справа; внутренние и внешние границы тепловых элементов изображены справа налево, соответственно (канал n1 – расплавленная ТВС)

Авария сопровождается выходом продуктов деления из поврежденных твэлов в теплоноситель, а затем в газовую полость реактора. Выход активности в помещения энергоблока и окружающую среду происходит вследствие утечки газа из газовой полости реактора через неплотности. При аварии доза облучения человека из населения не превысит 0,24 мЗв. При этом нет необходимости в принятии каких-либо мер защиты населения, проживающего вне площадки АЭС.

Оценка доз облучения для всех аварий, представленных в рамках данного доклада, осуществлялась с использованием аттестованного кода VIBROS 2.2 [4].

4. Авария с полной потерей электроснабжения

Одним из наиболее представительных аварийных режимов с точки зрения обоснования безопасности и работоспособности оборудования РУ является запроектная авария с полной потерей электроснабжения. Для данной запроектной аварии постулируются отказы всех активных систем безопасности и единичные отказы пассивных элементов систем, имеющих механические движущиеся части.

Результаты расчетов по коду СОКРАТ-БН показали, что в процессе выбега ГЦН-1 происходит снижение расхода натриевого теплоносителя через а.з., вследствие чего происходит срабатывание стержней ПАЗ-Г и открытие обратных клапанов АТО. Открытие пассивных секций выходных шиберов ВТО осуществляется в результате потери электроснабжения. Это приводит к останову реактора и пассивному вводу в действие САОТ. Как видно из рис. 3 в процессе расхолаживания в реакторе и контурах САОТ развивается устойчивая естественная циркуляция теплоносителя.

Температура оболочек максимально энергонапряженных твэлов кратковременно достигает значений близких к пределу безопасной эксплуатации, при этом принимается их разгерметизация. Температура корпуса реактора существенно ниже предела безопасной эксплуатации, что исключает возможность его разгерметизации.

В процессе аварии вследствие срабатывания гидрозатвора основного корпуса реактора происходит кратковременный выброс активности в окружающую среду. При этом доза облучения человека из населения не превысит 3 мЗв, что в соответствии с действующей нормативной документацией не требует принятия каких-либо мер по защите населения, проживающего вне площадки АЭС.

Рис. 3. Изменение основных параметров РУ при аварии с полной потерей электроснабжения: 1 – мощность реактора (N); 2 – расход теплоносителя через а.з. (GI); 3 – расход теплоносителя в промежуточном контуре САОТ (GNa); 4 – расход теплоносителя  в воздушном контуре САОТ (GAIR); 5 – отношение температуры оболочки твэла  к пределу безопасной эксплуатации (Tclad/[ Tclad]); 6 – отношение температуры  корпуса реактора к пределу безопасной эксплуатации (Tshell/[ Tshell])

5. Авария с вводом положительной реактивности

Наиболее значимой с точки зрения масштаба повреждения а.з. является авария с вводом положительной реактивности и отказами всех активных и пассивных систем останова реактора.

В качестве исходного события постулируется одновременное извлечение из а.з. стержней управления и защиты. Извлечение стрежней приводит к вводу положительной реактивности, в результате чего многократно (~ в 5 раз) возрастает мощность реактора (рис. 4а). На начальном этапе аварии ввод положительной реактивности частично нивелируется Доплер-эффектом.

Кипение теплоносителя на выходе из активной зоны начинается на 11 с аварийного процесса. Затем область кипения быстро распространяется к центральной части а.з., в результате чего реализуется положительный натриевый пустотный эффект реактивности. При этом мощность реактора практически скачком возрастает до  13 номинальных значений.

Рост температуры твэл в процессе увеличения мощности реактора приводит к их разгерметизации их. Кипение теплоносителя достаточно быстро приводит к наступлению кризиса теплоотдачи и разогреву ядерного топлива и оболочек твэлов, в результате чего начинается их плавление. Изменение основных параметров максимально напряженной ТВС приводится на рис. 4б.

Дальнейшее протекание аварии определяется предположением, что циркуляционные насосы продолжают работу на номинальных оборотах, САОТ не подключается, отвод тепла осуществляется через третий контур РУ.

В результате этого перемещение расплава топлива и оболочек твэлов происходит вместе с парожидкостным потоком. Часть расплава осаждается в натриевой полости и пространстве между стержнями верхнего поглощающего экрана а.з. Другая часть расплава в результате проплавления чехлов ТВС выходит в межпакетное пространство, где застывает в районе нижней торцевой зоны воспроизводства (НТЗВ), образуя бассейн расплава (рис. 5). В результате аварии происходит разгерметизация оболочек твэлов в 100 % ТВС, плавление оболочек твэлов и топлива в ~ 39 % ТВС.

Удаление значительной части топлива из активной части активной зоны на начальном этапе аварии приводит к резкому снижению полной мощности реактора до 30% от номинального значения (см. рис. 4а). Отвод остаточных тепловыделений осуществляется за счет конвективных токов внутри бассейна расплава и теплопередачи через корку расплава к окружающему натрию. При этом от натрия первого контура тепло отводится через ПТО и ПГ к рабочей среде третьего контура. Дальнейшего продвижения расплава ниже границы НТЗВ не происходит.

При разгерметизации оболочек твэлов и плавлении топлива происходит выход газообразных (радионуклиды Xe, Kr) и летучих (радионуклиды Cs, I) продуктов деления в теплоноситель первого контура и далее в газовую полость реактора (рис. 6).

Срабатывание гидрозатвора корпуса реактора приводит к переносу парогазовой средой продуктов деления из газовой полости реактора в сосуд-компенсатор и далее через воздуховоды системы спецвентиляции энергоблока в окружающую среду.

После начала снижения температур в реакторе гидрозатвор закрывается и выбросы радиоактивных веществ в окружающую среду прекращаются.

Рис. 5. Распределение материалов в конструктивных элементах активной зоны  на 52 с аварийного процесса: ni – номер расчетного канала активной зоны; чехол изображен слева от номера  расчетного канала, твэл и пэл – справа; внутренние и внешние границы  тепловых элементов изображены справа налево, соответственно

В результате аварии происходит выброс в окружающую среду около 1 % газообразных и не более 10–4 % летучих продуктов деления, накопленных в активной зоне за время нормальной эксплуатации. При аварии доза внешнего облучения человека из населения не превысит 7,3 мЗв, что значительно ниже регламентируемой величины 50 мЗв/чел в год для защитных мероприятий по эвакуации и отселению населения.

Заключение

С использованием интегрального кода нового поколения СОКРАТ-БН выполнен комплексный анализ трех наиболее важных, с точки зрения безопасности, запроектных аварий, в сценариях которых рассматриваются маловероятные исходные события с отказом активных и части пассивных элементов и систем безопасности:

• аварии с полной блокировкой проходного сечения ТВС;
• аварии с полной потерей электроснабжения;
• аварии с вводом положительной реактивности.

Ни в одной из рассмотренных аварий не происходит значимого выброса радиоактивности в атмосферу. Дозы облучения населения существенно ниже регламентируемой величины 50 мЗв/чел в год. При этом эвакуация и отселение населения исключаются.

Выполненные расчетные исследования аварийных режимов работы энергоблока подтверждают высокий уровень безопасности перспективной РУ БН.

Список литературы

1. SOCRAT-BN integral code for safety analyses of NPP with sodium cooled fast reactors: development and plant application (ID: CN245-281) / R.V. Chalyy, N.A. Rtishchev, A.E. Tarasov et al. // International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, Russia, 26-29 June 2017.
2. Safety Assurance for BN-1200 Power Unit During Accidents (ID: CN245-385) / A.M. Anfimov, S.F. Shepelev, S.A. Rogozhkin, S.L. Osipov, V.I. Evseev  // International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17), Yekaterinburg, Russia, 26-29 June 2017.
3. Е.В.Киселёв. Очерк третий. Управленческий ядерный университет. PRoAtom, 15.02.2011 г.
4. Аттестационный паспорт программного средства VIBROS 2.2. Рег.№ 354 от 17.04.2014 г.