Intensywne prace badawcze (teoretyczne, numeryczne i eksperymentalne) trwają nieprzerwanie od końca lat 60 XX wieku.

Transkrypt

1 1

2 Obliczenia cieplno-przepływowe stanów awaryjnych reaktorów wrzących biorą pod uwagę szereg zjawisk. Identyfikacja procesów i modelowanie zjawisk tj.: wymianę ciepła, zmianę fazy, przepływ dwufazowy oraz sprzężenia z neutroniką Awarie dotyczą każdego przemysłu. Awarie są rozpatrywane kładąc nacisk na jak najdokładniejsze odwzorowanie przepływów, rozkładów temperatur i stanu płynu znajdującego się w obiegu. Część cieplno-przepływowa głównie, choć nie tylko, odpowiada na pytanie czy i w jakim stopniu odsłonięty zostanie rdzeń reaktora następnie wyniki tej analizy mogą być stanem początkowym analizy tzw. awarii ciężkiej. 2

3 Intensywne prace badawcze (teoretyczne, numeryczne i eksperymentalne) trwają nieprzerwanie od końca lat 60 XX wieku. Praktycznymi rezultatami badań są specjalne zintegrowane kody komputerowe (programy) zdolne do symulacji awarii oraz stanów przejściowych i przewidywania ich przebiegu i skutków Najważniejsze kody: RELAP5,TRACE, TRACG istnieją ponadto dziesiątki innych. Działanie nowoczesnych reaktorów jądrowych jest na poziomie trudności gdzie ludzkie pojmowanie i proste modele teoretyczne nie są w stanie w pełni wytłumaczyć odpowiedź systemu na pewne zadane perturbacje, mimo że istnieje zapotrzebowanie na dogłębne ich zrozumienie. Kody służą do: licencjonowania, tworzenia procedur awaryjnych, szkolenia operatorów, projektowania etc. 3

4 Procesy modelowane w kodach cieplnoprzepływowych: Małe/duże awarie utraty chłodziwa Krótkotrwałe i długotrwałe stany przejściowe Istnieje możliwość modelowania zjaiwsk cieplnoprzepływowych w wymiarze 1-D oraz w 3-D Modelowanie oddziaływań neutroniki w 1-D i 3-D, zaburzenia reaktywnościowe, oscylacje mocy 4

5 TRAC/RELAP Advanced Computational Engine Kod stworzony przez NRC Zmodernizowany program stworzony jako konsolidacja trzech pierwotnych kodów TRAC-P, TRAC-B oraz RELAP Możliwość analizy reaktorów BWR i PWR Analiza zjawisk cieplno przepływowych w 1-D i w 3-D Kompatybilny ze środowiskiem SNAP (GUI) Główny kod stosowawny przez NRC 5

6 Narzędzie do analizy małych i dużych rozerwań oraz stanów przejściowych w PWRach i BWR-ach Możliwość modelowania zjawisk w 1-D Najczęściej używany na całym świecie, mnóstwo doświadczenia Odchodzi się od rozwijania tego kodu na rzecz powiększającej się liczby użytkowników TRACE 6

7 TRACG jest zastrzeżoną wersją kodu Transient Reactor Analysis ( TRAC ) i należy do GE-Hitachi ( GEH ). Wykorzystuje zaawansowane realistyczne jedno- i trójwymiarowe metody do modelowania zjawisk, które są ważne w ocenie funkcjonowania reaktorów typu BWR. GEH wykonuje również obliczenia licencjonowania dla analiz awarii BWR przy użyciu innych kodów zatwierdzonych przez NRC. 7

8 Zdolność do analizy wydarzenia dla elektrowni jądrowej zależy od czterech elementów :. ( 1 ) Równań zachowania, które zapewniają możliwość analizy procesów globalnych ( 2 ) Korelacje i modele, które dostarczają funkcjonalność modelowania i skalowania poszczególnych procesów. ( 3 ) Równań, które umożliwiają połączenie kodu do wykonania skutecznych i wiarygodnych kalkulacji ( 4 ) Struktura i nodalizacja, która przedstawia możliwości kodu do modelowania geometrii układu elektrowni i przewidywania wydajnych i precyzyjnych obliczeń siłowni jądrowej Dla każdego z rządzących zjawisk w BWR, TRACG jest kwalifikowany na podstawie szerokiej gamy danych. Podstawa kwalifikacji jest związana ze zjawiskami, które są istotne dla zamierzonego zastosowania. Jest to niezbędny krok, aby potwierdzić, że kod jest odpowiednio kwalifikowalny, zgodnie ze swoim przeznaczeniem. 8

9 Przykład reaktora Generacji III+ GEH ESBWR. Obliczenia można podzielić na analizy stanów przejściowych oraz awarii Głównym kodem dla modelowania zagadnień cieplnoprzepływowych wykorzystywanym przez GE-Hitachi jest kod TRACG. Szczegółowe dane dotyczące zastosowania kodu TRACG do analiz reaktora ESBWR znajdują się w dokumencie NEDO dostępnym na stronach NRC 9

10 Analizowane grupy zagadnień AOO (anticipated operational occurences) : Zdarzenia ze zwiększonym ciśnieniem, w tym: zamknięcie jednego zaworu kontrolnego na turbinie, odrzucenie obciążenia (lub wyłączenie turbiny), zamknięcie zaworu głównego odcinającego dopływ pary do turbiny, utrata próżni skraplacza. Zdarzenia rozprężania, w tym: otwarcie jednego zaworu sterującego turbiny lub zaworu przelewowego. Zdarzenia z zimną wodą, w tym: utrata wody zasilającej i niezamierzone załączenie IC ( skraplacza izolacyjnego) Wszystkie rozpatrywane scenariusze: Tier 2 Chapter 15 of the ESBWR DCD [75] 10

11 Analizowane grupy zagadnień IE Events (infrequent events) : Zdarzenia ze zwiększonym ciśnieniem, w tym: utrata regulacji wody zasilającej- maksymalne zapotrzebowanie, utrata regulacji ciśnienia zamknięcie wszystkich zaworów obejścia i kontroli turbiny. Zdarzenia rozprężania, w tym: otwarcie wszystkich zaworów sterujących i obejściowych Zdarzenia z zimną wodą, w tym: utrata podgrzewania wody zasilającej, utrata regulacji wody zasilającej, maksymalne zapotrzebowanie Tier 2 Section 15.3 of the ESBWR DCD [75] 11

12 Analizowane grupy zagadnień special events (SEs) Zdarzenie wzrostu ciśnienia: zamknięcie głównego zaworu odcinającego z awaryjnym włożeniem prętów kontrolnych (SCRAM) ochrona przed nadmiernym ciśnieniem Stan przejściowy z poziomem wody: utrata zasilania (station blackout) Tier 2 Section 15.5 of the ESBWR DCD [75] 12

13 Tabele identyfikacji i rankingu parametrów Krytyczne parametry bezpieczeństwa dla zdarzeń przejściowych: Kryteria do oceny wydajności systemów bezpieczeństwa i rezerw projektowych. Wartości tych krytycznych parametrów są oceniane na podstawie odpowiednich zjawisk fizycznych. Minimalny współczynnik mocy krytycznej Rezerwy termicznomechaniczne Poziom wody w kanale opadowym Maksymalne ciśnienie w zbiorniku reaktora (RPV) 13

14 14

15 PIRT identyfikuje zjawiska i porównuje z możliwościami modelowania ich przez kod i czy kod ten posiada odpowiednie modele do symulowania tych zjawisk. Kwalifikacje kodu dodatkowe kwalifikacje i dodatkowe dane testowe, porównanie warunków dla zjawisk o wysokim znaczeniu Niepewności modelowania zjawisk PIRT o wysokim znaczeniu obróbka statystyczna całkowita niepewność modelu wybór zjawisk o największym wpływie na krytyczne parametry bezpieczeństwa przy założeniu wysokiej konserwatywności w doborze ich wartości 15

16 Przekłamania i niepewności modeli dla danego zagadnienia są opracowane poprzez użycie kombinacji porównań wyliczonych rezultatów do : (1) Danych z eksperymentów efektów pojedynczych (2) Danych z eksperymentów zintegrowanych instalacji eksperymentalnych (3) Danych z testów kwalifikujących komponenty (4) Danych z reaktorów BWR Brak danych między-platformowe (cross-code) porównania i ocena inżynierska - > przybliżone niepewności Dla średnio i nisko wpływowych zjawisk zwykła wartość nominalna lub estymacja (błąd systematyczny) i niepewności Wszystkie wysoko i średnio znaczące parametry są brane pod uwagę w analizach 16

17 Wysokie ClAX Próżniowy współczynnik reaktywności, H C1BX Współczynnik Dopplera, H CIDX Kinetyka reaktora3-d Kinetics i Profil Mocy, H C2BX Wrzenie przechłodzone, H C3CX Przewodność cieplna koszulki, H C4 Parowanie rzutowe, H C8 Rozkład przepływu w równoległych kanałach, H C12 Przepływy przy naturalnej cyrkulacji, H C24 Spadek ciśnienia na rdzeniu, H Średnie B1 Parowanie rzutowe w obejściu, M B2 Poziom wody w obejściu, M C25 Ciepło powyłączeniowe, M Niskie Stratyfikacja w dolnej komorze mieszania podczas zdarzenia zwiększenia ciśnienia Wpływ nodalizacji Wpływ skali zjawiska 17

18 ESBWR używa systemów pasywnych (GDCS, PCCS, IC) do złagodzenia skutków awarii utraty chłodziwa. Brak dużych rur podłączonych do RPV poniżej rdzenia GDCS (Gravity Driven Cooling System) Line - Rozerwanie obiegu Pasywny układ awaryjnego chłodzenia grawitacyjnego - LOCA (awaria utraty chłodziwa) Poziomy wody 18

19 Ciśnienie dużo niższe od ciśnienia projektowego co najmniej do 72 godzin od awarii. (bez reakcji operatora) Główny rurociąg parowy (kolektor) LOCA (awaria utraty chłodziwa) Obudowa bezpieczeństwa 19

20 20

21 Ciężkie awarie (Severe Accidents) lub awarie poza-projektowe (Beyond Design Basis Accidents). Zdarzenia lub sekwencje zdarzeń podczas których dochodzi do poważnego uszkodzenia rdzenia reaktora. NRC Glossary: A type of accident that may challenge safety systems at a level much higher than expected. Zakres: od lokalnego zniszczenia elementów paliwowych po stopienie całego rdzenia i jego relokację na dno zbiornika reaktora. Problem: Może dojść do uszkodzenia obudowy i emisji radionuklidów. Przemysłowe przykłady: Three Mile Island, Chernobyl, Fukushima 21

22 Ciężkie awarie - duża ilości skomplikowanych zjawisk, które są wzajemnie sprzężone. Modelowanie ich to znaczący problem naukowoinżynieryjny. Intensywne prace badawcze (teoretyczne, numeryczne i eksperymentalne) trwają nieprzerwanie od końca lat 70 XX wieku. Praktycznymi rezultatami badań są specjalne zintegrowane kody komputerowe (programy) zdolne do symulacji ciężkich awarii i przewidywania ich przebiegu i skutków. Najważniejsze kody: MELCOR, MAAP, ASTEC, RELAP/SCADAP, MACCS, istnieją ponadto dziesiątki innych. Kody służą do: licencjonowania, tworzenia procedur awaryjnych, szkolenia operatorów, projektowania etc. 22

23 Przebieg ciężkich awarii i najistotniejsze modelowane zjawiska: Procesy wewnątrz zbiornika reaktora: o Zjawiska cieplno-przepływowe w obiegu chłodzenia o Procesy utleniania i produkcja wodoru o Utrata geometrii rdzenia degradacja rdzenia i topienie paliwa o Formowanie stopionych basenów i rumowisk o Procesy podczas zalewania awaryjnego rdzenia o Relokacja stopionej masy do dolnej komory reaktora o Chłodzenie korium w dolnej komorze o Zniszczenie dennicy o Transport i retencja radionuklidów wewnątrz obiegu pierwotnego 23

24 Procesy poza zbiornikiem reaktora: o Wyrzut korium poza zbiornik reaktora, interakcja z chłodziwem (FCI, LPME, HPME) o Wodór w obudowie, mieszanie, deflagracja i detonacja (H2) o Bezpośrednie grzanie obudowy (DCH) o Wybuch parowy (SE) o Interakcje stopionego materiału z betonem (MCCI) o Chłodzenie korium o Układy awaryjne (ESF) o Transport i retencja radionuklidów w obudowie Procesy poza obudową bezpieczeństwa o Uwolnienia z obudowy o Rozprzestrzenianie radionuklidów o Konsekwencje: dawki, strefy wykluczenia, koszty ekonomiczne. Potencjalne uszkodzenie obudowy: Wczesne Późne 24

25 Rozwijany: Sandia National Laboratories Finansowany: U.S. NRC Użytkowany przez: Dozór jądrowy, Placówki badawcze, Uniwersytety, Przemysł, m.in. GE-Hitachi. Zastosowania: Symulacje przebiegu ciężkich awarii reaktorów LWR Szacowanie uwolnień radionuklidów Szczegółowe analizy obudowy bezpieczeństwa Obliczenia basenów wypalanego paliwa Zastosowania PSA/PRA Wiele innych. 25

26 Rozwijany: Fauske & Associates Inc. Finansowany: EPRI (Electric Power Research Inst.) Kod przemysłowy komercyjny Użytkowany przez: głównie przemysł, m.in. GE-Hitachi. Zastosowania: Licencjonowanie Przebieg ciężkich awarii Uwolnienia radionuklidów Zastosowania PSA/PRA Zarządzenie ciężkimi awariami (SAMG) Tworzenie procedur awaryjnych 26

27 Rozwijany: Sandia National Laboratory Użytkowany przez: dozór, instytuty, uniwersytety, przemysł, m.in. GE-Hitachi. Zastosowania: Rozprzestrzenianie radionuklidów w środowisku Szacowanie narażenia ludności Zastosowania PSA/PRA 27

28 Deterministyczne obliczenia ciężkich awarii (DSA) występują szczególnie w ramach analiz probabilistycznych (PSA/PRA). PRA Poziomu 1 dostarcza prawdopodobieństwo i zestaw sekwencji zdarzeń, które prowadzą do stopienia się rdzenia. Na tym etapie analizy są już wspomagane kodami deterministycznymi. PRA Poziomu 2 dostarcza zestaw sekwencji zdarzeń, które prowadzą do uwolnień radionuklidów do otoczenia. W ramach PRA 2 kodami DSA przeprowadza się symulacje reprezentatywnych scenariuszy i określa się uwolnienia (kody: MAAP, MELCOR). Analizy PRA Poziomu 3 szacują konsekwencje dla środowiska i populacji (kod MACCS). 28

29 Przykład reaktora Generacji III+ GEH ESBWR. Obliczenia ciężkich awarii w przypadku licencjonowania ESBWR były ściśle powiązane z analizami PSA. W publicznie dostępnym dokumencie NEDO można odnaleźć metodologię PSA dla reaktora ESBWR wraz z wynikami. Analizy ciężkich awarii mają szczególne znaczenie dla PSA 1 i PSA 2. Głównym kodem dla ciężkich awarii wykorzystywanym przez GE-Hitachi jest kod MAAP4. 29

30 Analizy PRA/PSA określają: jaka jest szansa? co się może stać? Analizy DSA szacują: jaki jest przebieg i skutki 30

31 Przykład analizy ciężkiej awarii typu DSA dla ESBWR w ramach PSA/PRA Poziomu 2. Rozpatrywane 72h awarii. Scenariusz T_nIN_TSL (Class 1) Typu: Extended Station Blackout Dostępne są układy chłodzenia obudowy: PCCS Brak układów zalewania rdzenia: GDCS Isolation Condensers (ICS) Equalization Line CRD, FAPCS, FPS, SLCS 31

32 Wczesny zrzut ciśnienia. Podczas ciężkiej awarii gwarantuje to stopienie rdzenia i rozerwanie dennicy pod niskim ciśnieniem. Niskie ciśnienie eliminuje ryzyko HPME i DCH. Uszkodzenie rdzenia w wyniku braku chłodzenia następuje relatywnie szybko po 5-6 godzinach. Rozerwanie zbiornika reaktora po 7h40 min. 32

33 Pasywny układ PCCS (Passive Containment Cooling System) efektywnie chłodzi obudowę. Ciepło powyłączeniowe maleje W dalszym dystansie czasu, gdy ciepło powyłączeniowe spadnie poniżej zdolności układu PCCS ciśnienie w obudowie zacznie maleć. Poziom wody PCCS 33

34 Ciśnienie w obudowie 24h po uszkodzeniu rdzenia jest dużo mniejsze od wytrzymałości obudowy (około 11 bar). Obudowa spełnia kryteria US NRC. W 72h po uszkodzeniu rdzenia obudowa nadal jest szczelna. Przez ten czas operator nie musiał wykonywać żadnych operacji. 34

35 Penetracja betonu w komorze pod reaktorem. Nie ma ryzyka uszkodzenia układu BiMAC i korium jest chłodzone. Korium Poziom wody w drywell Poziom wody w GDCS 35

36 Produkcja wodoru nie zagraża wybuchem. Eliminowany jest przez rekombinatory wodoru. Obudowa wypełniona azotem i parą wodną jest inertna Radionuklidy Do środowiska trafia znikoma ilość radionuklidów wynikająca z projektowej szczelności obudowy. Nie stanowi zagrożenia dla otoczenia. Bardzo istotny CsI Jodek Cezu 36

37 Analizy ciężkich awarii to złożone zagadnienie. Technicznie możliwe i uczymy się jak je przeprowadzać. Również w Instytucie Techniki Cieplnej. Obecnie analizy PSA/PRA i DSA są absolutnym standardem dla reaktorów jądrowych. Nowoczesne pasywne reaktory BWR należą do najbezpieczniejszych reaktorów lekko-wodnych. Pytania? 37

38 38

39 Duża objętość pary w zbiorniku reaktora (dla stanu przejściowego zwiększenia ciśnienia), użycie isolation condensers (skraplacze izolacyjne w celu długoterminowego usuwania ciepła) ogranicza wzrost ciśnienia do poziomu poniżej nastawów SRV (zawory bezpieczeństwa) dzięki czemu nie ma zrzutu ciśnienia przy stanach przejsiowych z izolacją. Odpowiedź na zamknięcie zaworu MSIV (główny zawór parowy). 39

40 A relatively small number of TRACG runs suffice to determine 95/95 One-Sided Upper Tolerance Limits (OSUTL) for TRACG output variables. Either the Normal Distribution - OSUTL (ND-OSUTL) method or the order statistics (OS) method is used based on whether the output distribution is normal. These runs (trials) are made with certain inputs selected randomly, considering the range and distribution of the uncertainties in the inputs. 40

41 41

42 42

43 43

44 44

45 45

46 46

47 47