На примере Арм. АЭС исследованы процессы накопления водорода в случае тяжелой аварии. Определено влияние внедрения каталитических рекомбинаторов водорода (КРВ) и уставки автоматического отключения спринклерной системы на концентрацию водорода в герметичных помещениях АЭС. Показано, что установка КРВ и внедрение уставки приводит к значительному понижению риска детонации водорода.

Ключевые слова: безопасность атомных станций, водород, каталитический рекомбинатор водорода, спринклерная система.

Введение. В свете последних событий на АЭС “Фукусима” проблема накопления водорода в герметичных помещениях стала одним из ключевых аспектов исследований, связанных с моделированием и управлением тяжелых аварий на АЭС.

Крупные аварии, сопровождающиеся расплавлением активной зоны, ведут к выделению водорода, образующегося, в частности, по причине пароциркониевой реакции при окислении топливной оболочки. Анализ последовательности аварии на АЭС “Фукусима” показал, что выделение водорода в герметичных помещениях привело к возгоранию и взрыву и, как следствие, к потере последнего барьера на пути распространения радиоактивных веществ.

В настоящее время на ААЭС планируется значительно повысить уровень водородной безопасности герметичных помещений. С этой целью намечается установка КРВ, внедрение уставки автоматического отключения спринклерной системы и повышение плотности герметичных помещений.

В частности, КРВ, установленные внутри защитной оболочки АЭС, позволяют значительно уменьшить накопление водорода, которое может иметь место при возможной аварии с расплавлением активной зоны. Пластины каталитического преобразователя водорода, покрытые платиной и палладием, ускоряют реакцию взаимодействия водорода с кислородом воздуха с образованием воды. Выявлено, что рекомбинатор эффективно действует в атмосфере, содержащей, кроме кислорода, водорода и паров воды, продукты, выделяющиеся при аварии в защитную оболочку в виде газов и аэрозолей. Что касается внедрения уставки автоматического отключения спринклерной системы, в настоящий момент такая уставка на ААЭС отсутствует, из-за чего система непрерывно конденсирует пар. Непрерывная конденсация пара способствует понижению давления в герметичных помещениях ниже атмосферного и увеличению концентрации кислорода вследствие притока воздуха из атмосферы через неплотности указанных помещений. Кроме того, длительная и непрерывная работа спринклерной системы приводит к сильному разрежению в герметичных помещениях, что может вызвать разрушение конструкций.

Исходя из значимости указанных модернизаций, с точки зрения безопасности ААЭС, целью данной работы является исследование влияния возможного внедрения уставки автоматического отключения спринклерной системы и установки КРВ на процессы накопления и распространения водорода в герметичных помещениях 2-го блока ААЭС.

Для исследования была выбрана авария с разрывом дыхательной трубки компенсатора давления эквивалентным диаметром 200 мм, которая является запроектной для ААЭС. Выбор данного аварийного сценария обусловлен тем, что в настоящий момент ААЭС поставила целью увеличение предела максимальной проектной аварии до разрыва с эквивалентным диаметром 200 мм. Для достижения указанной цели были проведены анализы для следующих вариантов конфигураций герметичных помещений:

-                    вариант 1 с фактической конфигурацией герметичных помещений;

-                    вариант 2 с учетом установки КРВ;

-                    вариант 3 с учетом установки КРВ и внедрения уставки автоматического отключения спринклерной системы.

Методика расчетов. С целью проведения расчетов была разработана схема герметичных помещений ААЭС для кода COCOSYS [1, 2]. Помещения были смоделированы при помощи 23-х узлов, соединенных между собой 54 атмосферными и дренажными соединениями. Для моделирования облицовки стен помещений были использованы 53 тепловые структуры. Также была смоделирована работа спринклерной системы, взрывных клапанов герметичных помещений и каталитических рекомбинаторов водорода (рис.1).

Основываясь на консервативном подходе, выбраны начальные и граничные условия в герметичных помещениях ААЭС. Начальная температура атмосферы принята равной 70 °C в шахте реактора и 65 °С — во всех других герметичных помещениях. Начальная температура в окружающей среде принята равной 20 °С. Давление принято равным 100 кПа во всех герметичных помещениях и в окружающей среде. Начальная атмосфера определена как состоящая из азота и кислорода в соответствии с природным составом (79 и 21 % соответственно).

Для расчетов была выбрана тяжелая авария с разрывом дыхательной трубки компенсатора давления эквивалентным диаметром 200 мм и неработоспособной системой аварийных питательных насосов (АПН).

Рис. 1. Расчетная схема герметичных помещений 2-го блока ААЭС

Консервативно принято, что система АПН неработоспособна. Также принято, что два насоса спринклерной системы работоспособны, поскольку работа двух насосов приведет к увеличению конденсации пара, а также повышению вероятности возгорания водорода по причине высокой концентрации кислорода.

Выбросы энергии и массы для данной аварии были рассчитаны при помощи кода MELCOR [3]. Расчеты проводились до 65000 секунд. Расчеты взаимодействия расплавленной активной зоны и бетона шахты реактора проводились при помощи кода MEDICIS [4].

Моделирование процессов накопления водорода. Для расчета потоков газа через атмосферные соединения используется следующее уравнение, основанное на законе сохранения импульса:

где индекс s показывает исходную зону, а индекс t — целевую зону соединения j; G (м³/с) — расход газа с весом w (кг) через соединение длиной l м, площадью сечения A (м²) и гидравлическим сопротивлением K. Отношение  показывает разницу давлений в соединении.

Вес столба газа в соединении рассчитывается по уравнению

где  — средняя плотность газа в соединении, а отношение  показывает разницу высот между исходной и конечной зонами.

Кроме того, в расчетах учитывалась диффузия газов:

где D — коэффициент диффузии газа в воздухе.

Интерпретация результатов расчета. Течение тяжелой аварии с плавлением активной зоны можно разделить на две временные фазы — внутрикорпусную и внекорпусную. Внутрикорпусная фаза характеризуется оголением и нагревом активной зоны, а также плавлением конструкций с относительно низкой температурой плавления (оболочек ТВЭЛ, поглотителей) с последующим плавлением керамических топливных таблеток, формированием расплавленной массы, перемещением расплава в нижнюю часть реактора и повреждением корпуса реактора. Внекорпусная фаза характеризуется перемещением расплава в шахту реактора и началом взаимодействия расплавленной массы и бетона шахты реактора. В данной работе было в полной мере исследовано течение обеих фаз.

В первом варианте рассмотрена фактическая конфигурация герметичных помещений. Уже после 825-й секунды с начала аварии комбинация концентраций водорода и кислорода в атмосфере герметичных помещений удовлетворяла параметрам возгорания (рис.2: I — возгорание, II — дефлаграция, III — детонация).

Рис. 2. Комбинация концентраций водорода и кислорода (вариант 1): а — в верхней части герметичных помещений, б — в нижней части герметичных помещений

Как видно из графиков, к началу внекорпусной фазы концентрации водорода и кислорода удовлетворяют параметрам детонации. Однако к концу внекорпусной фазы кислород, необходимый для горения, вытесняется водородом, который генерируется вследствие взаимодействия расплавленной массы и бетона шахты реактора.

Во втором варианте была рассмотрена конфигурация герметичных помещений с учетом установки КРВ. Как показали расчеты, установка каталитических рекомбинаторов водорода значительно снижает риск детонации, однако все еще существует риск дефлаграции водорода, так как разрежение в герметичных помещениях, создаваемое непрерывно работающей спринклерной системой, способствует притоку кислорода (рис.3).

Рис. 3. Комбинация концентраций водорода и кислорода (вариант 2): а — в верхней части герметичных помещений, б — в нижней части герметичных помещений

В третьем варианте рассмотрена возможность внедрения уставки автоматического отключения спринклерной системы. Как показали результаты, внедрение уставки автоматического отключения позволяет удерживать давление в герметичных помещениях на уровне атмосферного, что предотвращает приток большого количества кислорода, необходимого для возгорания, в герметичные помещения. Вследствие этого комбинация концентраций водорода и кислорода в атмосфере герметичных помещений удовлетворяла параметрам возгорания только в трех узлах модели с 845-й секунды до 1043-й секунды и с 1950-й секунды до 2193-й секунды (рис.4).

Рис. 4. Комбинация концентраций водорода и кислорода (вариант 3): а — в узлах модели, где возможно возгорание, б — в остальных узлах

Необходимо отметить также, что в расчетах не было смоделировано уменьшение количества водорода вследствие горения, и имеется вероятность, что горение водорода в указанных выше временных отрезках снизит концентрацию водорода и предотвратит дефлаграцию.

Заключение. В результате исследования были получены данные о поведении водорода в герметичных помещениях при тяжелых авариях. Показана эффективность влияния установки КРВ и внедрения уставки автоматического отключения спринклерной системы на процессы накопления водорода в герметичных помещениях. Полученные данные позволяют сделать следующие выводы:

-        на ААЭС существует опасность возгорания водорода при тяжелых авариях с плавлением топлива;

-        в варианте с фактической конфигурацией герметичных помещений уже после 825-й секунды с начала аварии комбинация концентраций водорода и кислорода в атмосфере герметичных помещений удовлетворяет параметрам возгорания;

-        установка каталитических рекомбинаторов водорода значительно снижает риск детонации, однако все еще существует риск дефлаграции водорода, так как разрежение в герметичных помещениях, создаваемое непрерывно работающей спринклерной системой, способствует притоку кислорода;

-        внедрение уставки отключения спринклерной системы приводит к значительному понижению риска возгорания водорода.

Литература:

1.     COCOSYS V1.2 User's Manual /W. Klein-Heßling, S. Arndt, G. Weber, et al; Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS).- July, 2000.- 576 p.

2.     Malakyan Ts., Hovhannisyan H. Investigation of ANPP confinement response to BDBA (LOCA DN200) taking into account hydrogen safety: RT-GRS-01/09–A4-A6–001, NRSC.- December, 2011.- 124 p.

3.     Malakyan Ts., Amirjanyan A. Analysis of pressurizer surge line break with ECCS failure for the Armenian NPP: NRSC-DTI-A21–01, NRSC.- 2005.- 183 p.

4.     Spengler Claus, COCOSYS/MEDICIS calculation for ANPP /Gesellschaft für Anlagen- und Reaktorsicherheit (GRS).- 2010.- 73 p.