PLO ANALIZA TERMODYNAMICZNA PRZEBIEGU AWARII ROZSZCZELNIENIOWE J W UKŁADZIE Z REAKTOREM WODNYM CIŚNIENIOWYM

Transkrypt

1 PLO00824 ANALIZA TERMODYNAMICZNA PRZEBIEGU AWARII ROZSZCZELNIENIOWE J W UKŁADZIE Z REAKTOREM WODNYM CIŚNIENIOWYM Adam Fic, Jan Składzień, Janusz Skórek Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Śląska, Gliwice Jan Szczurek Instytut Energii Atomowej, OtwockaŚwierk. WSTĘP Bloki energetyczne z reaktorami jądrowymi moderowanymi i chłodzonymi wodą stwarzają znikome zagrożenie dla zdrowia i życia ludzkiego [, 2]. Tym niemniej istotne są symulacyjne prace badawcze modelowo obliczeniowe oraz eksperymentalne, których celem jest m. in. analiza przebiegu procesów awaryjnych, a głównie awarii typu LOCA (Loss of Coolant Accident). Awaria taka polega na rozerwaniu jednego z rurociągów obiegu chłodzenia reaktora i wypływie odparowującego chłodziwa do wnętrza budynku reaktorowego. W przypadku rozerwania, w układach z reaktorami wodnymi ciśnieniowymi, jednego z głównych rurociągów pomiędzy reaktorem i wytwornicą pary występuje początek awarii traktowanej dawniej w analizach bezpieczeństwa jako tzw. maksymalna hipotetyczna awaria projektowa. Projektowane układy lokalizacji awarii (czyli budynek, w którym znajduje się reaktor i pierwotny obieg jego chłodzenia wraz z dodatkowymi systemami tego budynku) oraz bierne i aktywne układy awaryjnego chłodzenia rdzenia mają za zadanie niedopuszczenie do rozwinięcia się takiej awarii poprzez np. rozszczelnienie budynku reaktora oraz do zminimalizowania jej skutków dla otoczenia. Zjawiska zachodzące w ULA podczas awarii LOCA przebiegających według różnych scenariuszy, zakładając dodatkowo występowanie niesprawności wybranych elementów ULA, były analizowane w pracach [39]. Wykorzystywano w nich kod HEPCAL [3]. Program ten powstał w Instytucie Techniki Cieplnej Politechniki Śląskiej we współpracy z Instytutem Energii Atomowej w wyniku zasadniczej modyfikacji czeskiego programu komputerowego HEPROII[0]. 2. CHARAKTERYSTYKA KODU OBLICZENIOWEGO Reaktory wodne ciśnieniowe znajdujące się w elektrowniach jądrowych w krajach sąsiadujących z Polską można podzielić, z uwagi na postać obudów bezpieczeństwa, na trzy rodzaje: * reaktory z "pełnymi" obudowami bezpieczeństwa, tj. z obudowami typu containment (np. reaktory WWER000), * reaktory ze szczelnymi budynkami otaczającymi obieg pierwotny oraz z wieżowymi układami lokalizacji awarii (nowsze reaktory WWER440 serii 23), * reaktory z warunkowo szczelnymi budynkami otaczającymi obieg pierwotny i bez wieżowych układów lokalizacji awarii (starsze reaktory WWER440 serii 230). Kod obliczeniowy HEPCAL, wykorzystany w niniejszej pracy, powstał głównie w celu prowadzenia analiz przebiegu awarii rozszczelnieniowych w przypadku reaktorów wyposażonych w wieże lokalizacji awarii z kondensatorami wodnymi. Kod ten może być także przydatny przy rozpatrywaniu awarii typu LOCA w blokach z typowymi obudowami bezpieczeństwa typu containment. Nieco inaczej wygląda sytuacja w przypadku trzeciej z wymienionych grup reaktorów, zwłaszcza że zawierają one w pewnych przypadkach nietypowe indywidualne rozwiązania mające zminimalizować skutki awarii rozszczelnieniowych. Analiza procesów termodynamicznych w takich 03

2 przypadkach może wymagać wprowadzenia określonych korekt i uzupełnień w zastosowanym kodzie. Procedury obliczeniowe w kodzie HEPCAL sprowadzają się do numerycznego rozwiązywania układu równań algebraicznych oraz różniczkowych z pochodnymi czasowymi, a w przypadku równania przewodzenia ciepła także przestrzennymi. Wykorzystane równania tworzące model symulacyjny przebiegu awarii LOCA można podzielić na następujące grupy: równania bilansu substancji oraz energii dla poszczególnych stref wewnątrz obudowy bezpieczeństwa; równania te mają po przekształceniach postać różnicowocałkową,. równania opisujące przepływy substancji między węzłami różnicowymi, tj. strefami wewnątrz budynku reaktorowego, równania stanu dla składników mieszanin substancjalnych w poszczególnych węzłach; składnikami tymi są: woda i para wodna, powietrze oraz ewentualnie wodór, równania ujmujące dodatkowe zjawiska, głównie o charakterze brzegowym, jak np. wnikanie ciepła do powierzchni ciał stałych wewnątrz obudowy i do ścian, przewodzenie w nich ciepła, odparowanie kropel wody wtryskiwanej przez czynne układy zraszania lub rozpylanej w wieży lokalizacji awarii przez bierny układ zraszania. W obliczeniach uwzględnia się możliwość występowania H 2 O w różnej postaci w poszczególnych elementach bilansowych (węzłach) budynku reaktorowego, tj. w postaci cieczy, pary nasyconej lub pary przegrzanej. Stan cieplny węzła może mieć postać równowagową lub nierównowagową. Podstawowy warunek brzegowy ma formę zależnego od czasu strumienia wody wypływającej z rurociągu obiegu pierwotnego oraz jej entalpii właściwej. 3. PRZYKŁADOWE WYNIKI OBLICZEŃ I WNIOSKI Przykładowe obliczenia przebiegów ciśnienia i temperatury podczas awarii LOCA wykonano dla ULA reaktora WWER400 i reaktora WWER000 zakładając, że wszystkie ich systemy są sprawne. Wariantowo przyjęto, że następuje obustronny wypływ chłodziwa z rozerwanego rurociągu głównego obiegu pierwotnego do boksu wytwornic pary (strumień 00%), a także wypływ o strumieniu niższym, co może nastąpić np. w wyniku niepełnego rozerwania rurociągu lub rozerwania rurociągu o mniejszej średnicy. Obliczenia dla reaktora WWER440 (Rys..) wykonywano zakładając podział przestrzeni ULA na pięć stref: strefa boksy wytwornic pary, strefa 2 szyb wieży lokalizacji awarii, strefa 3 półki wodne, strefa 4 pułapki powietrzne, strefa 5 pomieszczenia reaktora. Natomiast obudowę bezpieczeństwa bloku WWER000 (Rys.2.) podzielono na dwie strefy obliczeniowe zbiornik wody układu awaryjnego chłodzenia rdzenia i pozostałą jej przestrzeń. 04

3 ,JL 3/ A : lxi 5 Rys.. Schemat obudowy bezpieczeństwa reaktora WWER440: reaktor, 2 wytwornica pary, 3 kondensator wodny, 4 pułapka powietrzna, 5 zamknięcie syfonowe, 6 wieża lokalizacji awarii, 7 urządzenia zraszania aktywnego. Rys. 2. Schemat obudowy reaktora WWER000: reaktor, 2 wytwornica pary, 3 urządzenia zraszania aktywnego, 4 układ awaryjnego chłodzenia rdzenia a) strumień 00% strumień 75% strumień 50% strumień 75 % strumień 50 % Rys. 3. Zmiany ciśnienia w boksach wytwornic pary reaktora WWER440 dla różnych rozszczelnień obiegu pierwotnego. 05

4 0.5 a) ni n_ 0.4 I 0.3 OJ r 0.5 b) % strumień 00% strumień 60% strumień 30% ^L_ M_ =_ czas, s Q Q Q0Q czas, s Rys. 4.Zmiany ciśnienia w boksach wytwornic pary reaktora WWER000 dla różnych rozszczelnień obiegu pierwotnego Uzyskane przebiegi ciśnienia dla obu tych obudów w boksach wytwornic pary przy różnych wypływach chłodziwa z obiegu pierwotnego pokazano na Rys. 3 dla bloku z reaktorem WWER440 i na Rys. 4 dla bloku z reaktorem WWER000. Przy maksymalnym wypływie chłodziwa z obiegu reaktora WWER440 ciśnienie maksymalne (0.24 MPa) pojawia się w boksach po kilkunastu sekundach i jest to wartość mniejsza od dopuszczalnej. Następnie spada ono szybko w wyniku przejmowania ciepła przez ściany, występowania zraszania biernego w wieży lokalizacji awarii oraz zraszania czynnego. W przypadku wycieków mniej intensywnych występujące ciśnienia maksymalne są niższe. O ile jednak przy maksymalnym wycieku ciśnienie spada stosunkowo szybko poniżej atmosferycznego (po około 30 min) wykluczając uwolnienia radioaktywnych substancji do otoczenia, to przy wycieku niższym o 50%, w badanym czasie, ciśnienie jest ciągle wyższe od atmosferycznego. Szybkie w tej obudowie obniżanie ciśnienia, nawet poniżej atmosferycznego, jest wynikiem pasywnego zraszania występującego w wieży lokalizacji awarii. Przy wyciekach niższych zraszanie to jest mniej intensywne, a przy małych nieszczelnościach w obiegu chłodzenia może ono nawet nie wystąpić. Paradoksalnie więc skutki awarii LOCA z punktu widzenia możliwości uwolnień izotopów radioaktywnych do otoczenia mogą być w przypadku bloków WWER440 z obudowami wyposażonymi w wieże lokalizacji awarii bardziej niebezpieczne przy wyciekach mniejszych niż przy wyciekach maksymalnych. W blokach z reaktorami WWRE000 ciśnienie maksymalne pojawiające się w obudowie bezpieczeństwa jest wyższe i w przypadku awarii z maksymalnym rozszczelnieniem wynosi około 0.43 MPa. Jest to jednak również ciśnienie niższe od dopuszczalnego. Konstrukcja tych obudów dopuszcza wystąpienie wyższych wartości ciśnienia niż w przypadku obudów reaktora WWER440. Przy mniejszych rozszczelnieniach obiegu ciśnienia maksymalne występujące w obudowie reaktora WWER000 stają się również niższe. Obniżanie ciśnienia poawaryjnego jest w tych obudowach znacznie wolniejsze niż w obudowach reaktora WWER 440. Przy maksymalnym rozszczelnieniu ciśnienie spada do poziomu atmosferycznego dopiero po około 3.5 h. Odmiennie niż poprzednio, przy rozszczelnieniach mniejszych ciśnienie poawaryjne jest zawsze również mniejsze. Chociaż ciśnienia poawaryjne są w obudowach bloków WWER000 wyższe niż przy porównywalnych awariach w blokach WWER440, nie oznacza to jednak większych zagrożeń środowiska na skutek uwolnień produktów radioaktywnych, z uwagi na odmienny charakter tych obudów. 06

5 Literatura [] Strupczewski A.: Analiza korzyści i zagrożeń związanych z różnymi źródłami energii elektrycznej. Wydawnictwo Polskiego Towarzystwa Nukleonicznego, Warszawa, 999. [2] Lech M.: Elektrownie jądrowe. Wydawnictwo Politechniki Wrocławskiej, Wrocław, 992. [3] Fic A., Skórek J.: Mathematical model of transient thermal and flow processes in containment of a PWR nuclear reactor. Archiwum Energetyki nr 2, 993, str [4] Fic A., Skorek J.: Analysis of work of pressure suppression system of the containment of a WWER440 nuclear reactor. Archiwum Energetyki, nr 34, 993, str [5] Fic A., Składzień J., Skorek J.: The influence of ventilation systems on the accident localization system of the WWER440 nuclear reactor. Proceedings of the International Conference "Energy Systems and Ecology", Kraków, 993, str [6] Fic A., Skorek J.: Analiza awaryjnych przebiegów ciśnienia w układzie lokalizacji awarii reaktora WWER440 Zeszyty Naukowe Politechniki Śląskiej s. Energetyka, z. 7, Gliwice, 993, str [7] Fic A., Składzień J., Skorek J.: Analysis of the influence of ventilation systems on the lossofcoolant accident within the containment of the WWER440 nuclear reactor. Nukleonika nr 4, 994, str [8] Skorek J., Składzień J.: Thermal analysis of the lossofcoolant accident within the containment of the WWER440 and WWER000 nuclear reactors. Computer Assisted Mechanics and Engineering Sciences nr, 994, str [9] Fic, A., Skorek J., Składzień J., Szczurek J.: Analiza tremodynamicznaprzebiegu awarii rozszczelnieniowej w układzie z reaktorem PWR. Mat. XXXIX Sympozjonu Modelowanie w Mechanice", Gliwice Wisła, 999. [0] Czerny J., Mlady Z.: Termodynamiczne nierównoważny program obliczeniowy do analizy warunków ciśnieniowych i termodynamicznych w strefie szczelnej i systemie lokalizacji awarii reaktorów WWER440 oraz pełnociśnieniowych obudowach bezpieczeństwa reaktorów PWR. Opracowanie IE A nr 097/EIII/87, Świerk, 987. Praca niniejsza powstała w wyniku realizacji Projektu Badawczego KBN 8T0B