Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її застосування для АЕС з ВВЕР-1000
Download as PPTX, PDF0 likes535 views
Презентація технічного директора міжнародних проектів ÚJV Řež, a. s. Володимира Кргоунека в рамках Міжнародної конференції з нагоди 10-річчя АУЯФ "Український ядерний форум 2019: ядерна енергетика - стан та тенденції розвитку"
![Пример задания для эксперимента на THS-15
22
0
0.5
1
1.5
2
2.5
3
3.5
4
4.5
5
0 200000 400000 600000 800000 1000000 1200000 1400000 1600000
height[m]
Heat Flux [W/m2]
Heat Flux - Height diagram](https://image.slidesharecdn.com/4-2-taiul2019-190723112331/85/UJV-Rez-a-s-IVMR-1000-23-320.jpg)
More Related Content
What's hot (20)
Similar to Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її застосування для АЕС з ВВЕР-1000 (20)
More from Ukrainian Nuclear Society (20)
Результати досліджень ÚJV Řež, a. s. щодо стратегії IVMR та можливості її застосування для АЕС з ВВЕР-1000
- 1. ÚJV Řež, a. s. Результаты исследований ÚJV Řež, a. s. в области стратегии IVMR и возможности ее применения для АЭС с ВВЭР-1000 В.Кргоунек и коллектив Киев 04.07.2019
- 2. Основные определения Остаточное тепловыделение – тепло возникающее в топливе вследствиe распада радионуклидов критический тепловой поток – значение теплового потока, при превышении которого пузырьковое кипение переходит в пленочное МПА – авария, которую конкретный блок сможет выдержать без катастрофического загрязнения окружающей среды радиоактивными веществами тяжелые аварии – аварии, при которых происходит плавление топлива 1 Остаточное тепловыделение топлива 0 0,01 0,02 0,03 0,04 0,05 0,06 0,07 0,08 0,09 0,1 0 1 2 3 4 5 6 время (час) мощность(-)
- 3. Тяжелые аварии становятся проектными Новые инновационные блоки III поколения очень существенно усилены с точки зрения безопасности и готовности к ликвидации черезвычайных ситуаций, как проектных, так и для блоков II надпроектных. Поэтому усовершенствование проекта на уровень блоков III поколения является вопросом дополнения проекта оборудованием для предотвращения тяжелых аварий, но так же и для смягчения последствий тяжелых аварий и приведения блока в стабильное состояние. 2
- 4. Подход глубокоэшелонированной защиты Применение подхода глубокоэшелонированной защиты на практике означает, что для отдельных барьеров мы определили системы, обеспечивающие их защиту и профилактику их повреждения. Если мы предполагаем, что произошло нарушение барьера, то одновременно предполагаем, и то, что уничтожено оборудование как этого барьера, так и предыдущих барьеров. В отличие от этого, при составлении руководств по управлению тяжелыми авариями (РУТА) и при их применении, эксплуатационники будут стараться воспользоваться всеми возможностями, включая ремонты и ввод в эксплуатацию определенного оборудования, у которого произошел отказ, который позволил событиям развиться до тяжелой аварии. 3
- 5. Варианты решения тяжелых аварий ExVR - создание ловушки (новые блоки) - организация разлива расплава в шахте реактора с последующим охлаждением IVR 4
- 6. Характерные особенности гермозоны В320 5
- 7. Перечень отдельных этапов стратегии IVR Идентификация входа в тяжёлые аварии (TA) Надёжное снижение давления в первом контуре Используется усовершенствованная существующая или новая система Затопление шахты реактора – обеспечение отвода тепла через стену корпуса реактора Быстрое затопление шахты (до 30мин) и долгосрочный подвод воды новой пассивной / активной системой или комбинацией обоих систем Отвод пара из шахты реактора Сохранение целостности защитной оболочки - отвод тепла из контейнмента, снижение давления Venting, спринклерная система итп. Удаление водорода Обеспечение вспомогательных функций – питания, управления, контроля и вентиляции Обращение с образовавшимися отходами 6
- 8. Наше участие в международных проектах по IVR В рамках итогов «Нагрузочных тестов» ЕС в 2012 году было определено несколько областей для дальнейших исследований в сфере Управления тяжелыми авариями для различных типов АЭС. Одна из областей касается возможности удержания расплава в корпусе (IVR) для реакторов ВВЭР. По просьбе Института ядерных исследований (ÚJV Řež, a.s.) летом 2013 года ОИЦ-ИЭТ решил организовать международное сравнительное исследование расчетных кодов для Удержания расплава в корпусе (IVR) для ВВЭР-1000. Цель исследования заключается в проведении анализа удержания расплава в корпусе (IVR) для реакторов ВВЭР-1000 с разными расчетными кодами (MELCOR, СОКРАТ, ASTEC, и т. д . ..) и сравнении результатов. HORIZON – IVMR (2015-2019) 7
- 9. История экспериментальных работ по проблематике IVR в ÚJV Řež, a.s. Установка для изучения отвода тепла раствором борной кислоты Besth «Малая» исследовательская установка для изучения параметров кризиса теплообмена Besth3 Крупномасштабная испытательная установка для подтверждения возможности отвода тепла от стенки КР при расплавлении топлива THS-15 8 -10 40 90 0 1 2 Angularposition Heat Flux (MW/m2) CHF curves,…
- 10. Эксперименты на малой установке (BESTH) 9 В результате проведения более 100 малых экспериментов было определено: Эксплозивная сварка меди и стали является верным решением, Запланировано использовать оборудование в том числе для калибровки оптических зондов, влияние борной кислоты на теплообмен, влияние состояния поверхности на теплообмен.
- 11. Назначение THS-15 THS-15 должна проверить и продемонстрировать способность отвода остаточного тепловыделения от расплава активной зоны и ВКУ охлаждением с внешней стороны стенки корпуса реактора водой во время тяжелой аварии. Определить запасы безопасности в критических местах отдельных профилей тепловых потоков Определить влияние дефлектора на величину критического теплового потока Определяющей была взята большая LOCA при одновременной потере всех источников электрической энергии. Данный вариант событий дает самое быстрое раплавление АЗ и ВКУ и образование расплава внутри КР 10
- 13. Моделирование реального процесса 1 модель пространства между КР и стенкой ШР 2 регулирующая арматура моделирует разные размеры прохода пара из ШР 3 конденсатор пара (пароводяной смеси) моделирует условия в контейнменте 4 доохладитель конденсата 5 насос моделирует систему подвода теплоносителя в шахту реактора 12
- 14. Определение параметров THS-15 По высоте установка должна быть в масштабе 1:1, по радиусу установка должна занимать сегмент, определенный техническими возможностями Из расчетов, сделанных дивизией 2200, вытекает, что бассейн расплава создается не раньше 5000 с после начала аварии. Также предполагается, что в это время расплав уже не будет содержать летучие радионуклиды. Остаточное тепловыделение бассейна расплава будет составлять 22,6 МВт Моделируется вырезка 3,75 градуса (15 см на стене КР) Максимальное давление 0,7 МПа, максимальная мощность обогревателей 750 кВт 13
- 17. THS-15 16
- 18. Демонстрация двух секций с отверстиями для топливных патронов 17
- 22. Расчетные значения тепловых токов 21 Расчёты, проведенные в рамках WP 2.5 в проекте HORIZON 2020 IVMR, согласуются с проведенными расчетами Курчатовского института в Москве. Проводились расчеты: UJV MELCOR, UJV Fluent, IVS ASTEC, KI SOCRAT
- 23. Пример задания для эксперимента на THS-15 22 0 0.5 1 1.5 2 2.5 3 3.5 4 4.5 5 0 200000 400000 600000 800000 1000000 1200000 1400000 1600000 height[m] Heat Flux [W/m2] Heat Flux - Height diagram
- 24. Запланированные эксперименты на THS-15 Симуляция тепловых профилей полученных в рамках международного проекта (16 экспериментов с 5 выбранными тепловыми профилями, 2-х и 3-х слойный вариант), Для двух выбранных тепловых профилей определить в отдельных нагревателях запас до кризиса теплообмена, Определить запас теплообмена при разных давлениях воды, Определить запас теплообмена при наличии дефлектора. 23
- 25. Выводы из экспериментальных работ Малая установка: Эксперименты на малых исследовательских установках определили важность состояния теплообменной поверхности, Было изучено влияние борной кислоты на процесс теплообмена THS-15 На установке THS-15 было проверено несколько расчетных профилей тепловых потоков без достижения кризиса теплообмена, Проводятся эксперименты для выявления запасов до кризиса теплообмена (для двух выбранных профилей), Готовятся эксперименты для выявления влияния дефлектора. 24
- 26. Заключение На основании полученных в эксперименте данных мы уверены, что метод удержания кориума в корпусе реактора может быть успешно применен при достройке ХАЭС. ÚJV Řež, a.s. готов сотрудничать по оптимализации нижней части контейнмента для получения оптимального плана мероприятий по удержанию кориума в корпусе реактора при внешнем охлаждении (стратегия IVR). 25