Assessment of third physical safety barrier integrity in the event of upper block fall onto the reactor

Texto integral

Введение

Стандарты безопасности РФ, Финляндии, Венгрии, Китая, США и других стран при обосновании безопасности объекта использования атомной энергии (ОИАЭ) требуют, в частности, учитывать в проектах систем, зданий и сооружений последствия падения тяжелых грузов при выполнении соответствующих мероприятий. Статистка инцидентов на атомных станциях (АС) показала, что операции, связанные с транспортировкой тяжелых грузов, могут оказать негативное влияние на безопасность атомных электростанций NEA/CNRA/R(2017) [1]. Одним из показательных сценариев с точки зрения влияния на ядерную и радиационную безопасность является падение верхнего блока (далее – ВБ) реактора ВВЭР при проведении планово-предупредительного ремонта на корпус реактора с высоты подъема, что может привести к повреждению физических барьеров безопасности. Оценка частоты указанного события, основанная на анализе надежности элементов систем полярного крана и учета организационно-технических мероприятий, показывает крайне малое значение: 10 ^–9 1/год и ниже. Данная частота события позволяет включить это событие в перечень запроектных аварий.

Федеральные нормы и правила НП-001-15 [2] и НП-006-16 [3] требуют представлять результаты анализа запроектных аварий в отчете по обоснованию безопасности () АС в реалистичной (неконсервативной) постановке. Сценарий падения ВБ должен быть включен в состав перечня исходных событий запроектных аварий при хранении и транспортировании топлива. До настоящего времени указанный сценарий не рассматривался в научно-технической литературе, что делает оценку последствий и уровня тяжести состояния АС после падения ВБ на корпус реактора актуальной задачей. Оценка последствий указанного события и влияния на РУ выполняется в рамках положений методики [4], основанной на опыте отечественного и международного проектирования АЭС.

Задачи и методика исследования

Сложность задачи требует рассмотреть последствия падения в рамках нескольких последовательных этапов. Целью первого этапа, представленного в настоящей работе, является верификация сохранения целостности третьего физического барьера безопасности: элементов корпуса реактора и главных циркуляционных трубопроводов (объекты расчетного исследования); оптимизация расчетных моделей и схем. Второй этап, связанный с моделированием внутрикорпусных устройств и активной зоны, будет рассмотрен в следующих работах. Методика верификации целостности объектов исследования реализуется в рамках численного моделирования динамического напряжённо-деформированного состояния и применения соответствующих критериев прочности. Расчётный анализ выполняется с применением программных комплексов Abaqus CAE/Explicit и ANSYS. Последовательно представлены начальное состояние РУ; соответствующие входные данные, используемые в расчетах; критерии потери целостности; краткое описание расчетной модели.

Расчеты напряженно-деформированного состояния выполнялись в упругой (консервативный подход) и упругопластической (реалистичный подход) постановках.

Исходное состояние РУ

Параметры исходного состояния РУ:

• режим эксплуатации – нормальная эксплуатация, планово-предупредительный ремонт (ППР);
• верхний блок снят с корпуса реактора;
• верхний блок находится на высоте 10 м от главного фланца корпуса реактора (при этом ось верхнего блока совпадает с осью корпуса реактора);
• температура воды в корпусе реактора не выше 70 ^оС;
• давление над уровнем теплоносителя в корпусе – атмосферное;
• система отвода остаточного тепла работоспособна;
• уровень теплоносителя в реакторе выше трубопровода холодных патрубков реактора.

Входные данные расчета

Входными данными для расчета являются [5-7]:

• скорость ВБ в момент контакта ВБ с фланцем корпуса реактора – 14 м/с;
• масса ВБ – 116 тонн;
• масса корпуса реактора – 730 тонн.

Аналитическая оценка динамического поведения при ударных нагрузках

Для оценки ряда параметров, необходимых в качестве входных данных для расчета, а также с целью получения информации по оценке корректности результатов расчета, рассматривается упрощенная одномерная постановка задачи в приближении продольного удара телом конечной массы по упругому стержню с закрепленным концом. При этом поведение стержня описывается уравнением:

$\frac{{\partial }^{2}u}{\partial t^2}={с}^2\frac{{\partial }^{2}u}{\partial x^2}$, (1)

где u – поле перемещений; t – время; x – продольная координата; c – скорость волны сжатия. В рассматриваемом случае корпус реактора закрепляется по опорному бурту, выточенному на наружной поверхности опорной обечайки корпуса, его днище жестко не закреплено. В качестве характерного размера для оценки распределения напряжений по корпусу принимается расстояние от торца фланца корпуса до опорного бурта l_бурт вместо длины всего корпуса

Решая уравнение (1) в рамках указанных допущений, получаем следующие результаты:

• напряжение в области контакта ВБ и фланца корпуса реактора ~ 568 МПа;
• время контакта ~ 3,2 мс;
• время прохождения волны сжатия от фланца до днища ~ 2 мс.

Указанные результаты были учтены при разработке расчетной модели.

Физико-механические свойства материалов

Физико-механические свойства материалов объектов расчетного исследования приняты в соответствии с [5-8]. Поскольку рассматриваемый сценарий относится к запроектным событиям, постольку в расчетах используются медианные значения механических свойств материалов. В связи с отсутствием паспортных данных по пределу текучести и временному сопротивлению, статистическое распределение используемых в расчете параметров было получено на основе следующих допущений:

• принимается нормальный закон распределения;
• гарантированное значение механической характеристики материала R (временное сопротивление или предел текучести) соответствует квантили нормального распределения α = 0,05;
• среднеквадратическое значение (СКЗ) составляет 10 % от значения математического ожидания для распределения предела текучести;
• согласно ГОСТ 25.504-82 [9], среднее значение коэффициента вариации временного сопротивления металла на множестве всех плавок равно 0,07.

В табл. 1 представлены медианные значения механических свойств материалов компонентов реактора и ГЦТ.

 

Таблица 1. Медианные значения механических характеристики компонентов РУ при расчетной температуре

Table 1. Median values of mechanical characteristics of reactor plant components at design temperature

Компонент	Временное сопротивление, МПа	Предел текучести, МПа
Корпус реактора	576	504
Опорная ферма	385	235
Опорная ферма	470	281
ГЦТ	556	387

 

Расчетная температура принята равной 100 °С (как максимально возможная темпера-тура корпуса РУ и его компонентов во время плановых профилактических работ).

Расчет с учетом пластических свойств материалов был выполнен на основе свойств сталей 10ГН2МФА и 15Х2НМФА в соответствии с [10, 11].

Критерии потери целостности

Потеря целостности элемента объекта исследования постулируется по достижению предельного состояния кратковременного вязкого разрушения [8]. Напряжения, характеризующие достижение предельного состояния основного металла и сварных соединений, равными медианному значению временного сопротивления материала без учета коэффициентов запаса по номинальным напржениям (поскольку в соответствии с НП-001-15 [2] сценарии ЗПА рассматриваются в рамках реалистического подхода). При этом постулируется полное разрушение расчетного элемента модели.

Расчетная модель

Расчетная модель представляет собой корпус реактора с опорным буртом для установки на опорную ферму, трубопроводы ГЦК. Трубопроводы смоделированы прямолинейными участками от места приварки к отливам в корпусе реактора до их крепления к главным циркуляционным насосам (ГЦН) и парогенераторам (ПГ). Опорная ферма для оптимизации расчета не моделируется, что не влияет на общую картину. Общий вид расчетной модели представлен на рис. 1.

 

Рис. 1. Общий вид расчетной модели

Fig. 1. General view of the calculation model

 

В расчетной модели использовались следующие граничные условия:

• на опорном бурте наложен запрет на перемещение и вращение по всем осям;
• к концам трубопроводов ГЦК в местах крепления к ГЦН и ПГ наложен запрет на перемещение в поперечной плоскости трубопроводов.

Результаты расчета в упругой постановке

Напряжения, вызванные нагрузками, соответствующие исходному состоянию пренебрежимо малы и в дальнейших расчетах не учитываются. В результате выполнения численного моделирования получены поля напряжений, зависящие от времени. На основе указанных результатов был идентифицирован момент времени, при котором в локальных областях элементов корпуса реактора и трубопроводов приведенные напряжения превышали предельные значения.

 

Рис. 2. Поля напряжений, соответствующие максимальным значениям приведенных напряжений

Fig. 2. Stress fields corresponding to maximum values of reduced stresses

 

Достижение предельного состояния характеризуется образованием несплошностей в материале, что, в свою очередь, ведет к релаксации напряжений в прилежащей области и остановке развития дефекта. На рис. 2 представлено поле напряжений, характеризующееся максимальными значениями. В области патрубка корпуса реактора напряжения превышают предельные значения, ведущее к образованию сквозных трещин. Привед,   где суммарная площадь образовавшейся течи имеет значение 0,063 м²; расход – 1918 м³/ч. В рамках представленного расчета следует отметить, что напряжения среза опорного бурта приводят к значению τ > 1000 МПа, что превосходит временное сопротивление и ведет к отказу (срезу) бурта.

Таким образом, по результатам консервативного расчета целостность элементов РУ нарушается – образуется течь в местах сварных соединений между корпусом реактора и трубопроводами ГЦК; динамические нагрузки приводят к срезу опорного бурта. Согласно [6, 7], бак приямок во время аварии способен компенсировать расход потока не более 2500 м³/ч, соответственно расход течей с ГЦТ при падении ВБ приближается к критическому значению и создает дополнительную нагрузку на насосы системы расхолаживания реактора. Таким образом, результаты консервативного расчета неблагоприятны.

Результаты расчета в упругопластической постановке

Идентифицированные на основе результатов численного расчета максимальные напряжения на стыке трубопроводов ГЦК и корпуса реактора в реалистичной постановке показаны на рис. 3.

 

Рис. 3. Действующие напряжения труб ГЦТ (упругопластическое состояние)

Fig. 3. Effective stresses of pipes of main circulation pipelines (elastoplastic state)

 

Максимальные действующие напряжения составляют 446 МПа и не превышают предельные значения. Дополнительные касательные напряжения, также не приводят к достижению предела прочности в ГЦТ и корпусе реактора. Образования несплошностей не происходит, третий физический барьер безопасности сохраняет целостность, угроза нарушения пределов ядерной и радиационной безопасности отсутствует. Участие систем безопасности не требуется.

Заключение

В настоящей работе представлены методология и результаты оценки целостности элементов корпуса реактора и главных циркуляционных трубопроводов при падении верхнего блока с высоты на корпус реактора при ППР. Результаты расчетов показали следующее.

1. Напряжения на бурте корпуса достигают значений, превышающих временное сопротивление – бурт «срезается» под воздействием динамических нагрузок (расчеты, выполненные для оценки напряжений, возникающих при отказе опорного бурта, показали, что продольные напряжения среза превышают временное сопротивление материала). Указанный результат актуален как для консервативной, так и для неконсервативной оценок.
2. Приведенные напряжения во всех сварных швах ГЦТ – корпус реактора в рамках консервативного расчета локально достигают значения предела прочности, что приводит к потере целостности – течи теплоносителя из корпуса реактора из всех восьми трубопроводов ГЦК. Течь первого контура приводит к снижению уровня теплоносителя в корпусе реактора и может привести к повреждению загруженных в реактор ТВС. Более реалистичная упругопластическая постановка решения задачи показывает, что приведенные напряжения достигают значений 446 МПа, что выше предела текучести, но ниже предела прочности. В зоне патрубков будут образовываться пластические деформации, не приводящие к потере целостности трубопроводов и корпуса реактора.

Sobre autores

O. Goryunov

Peter the Great Saint Petersburg Polytechnic University

Autor responsável pela correspondência
Email: ovgoriunov@mail.ru
ORCID ID: 0000-0001-6414-8619

ассистент, канд. техн. наук

Rússia, Saint Petersburg

A. Semakova

Peter the Great Saint Petersburg Polytechnic University

Email: semakova_2000@mail.ru
ORCID ID: 0009-0002-0012-4831

студент

Rússia, Saint Petersburg

Bibliografia

Arquivos suplementares