Atomerımővek tervezési alapon túli baleseteinek meghatározó fizikai folyamatai

Determinisztikus üzemzavar elemzések Események és állapotok besorolása

Atomerımővek tervezési alapon túli baleseteinek meghatározó fizikai folyamatai

Teljesítményüzem, karbantartás, főtıelem-átrakás, terhelésváltoztatás

Pl.: Egy FKSZ kiesése, tápszivattyú kiesése, szándékolatlan szelepnyitás, turbina kiesés

Pl.: Összes FKSZ kiesése, tápvízvezeték törése, szabályozórúd-kilökıdés, LOCA

Üzemi állapotok Normál üzem (NO)

Pl.: ATWS, teljes feszültségkiesés + dízelgenerátorok hiánya, LOCA + ZÜHR hiánya

Üzemzavari helyzetek Várható üzemi események (AOO)

Tervezési üzemzavarok (DBA)

Tervezési alapon túli balesetek (BDBA) Nem jár zónasérüléssel

Súlyos baleset

Az esemény súlyossága

Dr. Aszódi Attila 10º

Habilitációs elıadás az Atomreaktorok termohidraulikája címő egyetemi tantárgy elıadása keretében

~10-2

~10-4 to 10-5

~10-6

Becsült gyakoriság, 1/év

Operátorok és a szabályozó rendszer

Budapest, BME, 2010. november 18.

Operátorok; Biztonsági rendszerek Konténment rendszer;

Balesetkezelési utasítás; Konténment rendszer; Balesetelhárítási felkészülés

Biztonsági intézkedések Atomreaktorok termohidraulikája

Dr. Aszódi Attila, BME NTI

1

Atomreaktorok termohidraulikája


2

Súlyos balesetek fizikai folyamatai

Tervezési alapon túli balesetek • Definíció (NBSZ): „ A tervezési alapot meghaladó, olyan igen kis valószínőségő, hipotetikus esemény, amely a radioaktív kibocsátás szempontjából a legsúlyosabb következményekkel járhat.” • Gyakoriságuk kisebb 10-5 / év-nél • Súlyos következményekkel járhatnak (zónadegradáció, jelentıs radioaktív kibocsátás) • Valamilyen feltételezett kezdeti esemény (PIE) + redundáns biztonsági rendszerek egyidejő meghibásodása szükséges fellépésükhöz

•

Súlyos baleset következménye zónaolvadás és/vagy jelentıs radioaktív kibocsátás

•

Alapvetı folyamatok: –

Reaktortartályon belüli folyamatok 1. Zónadegradáció 2. Gızrobbanás 3. Indukált primer köri törések

–

Tartálysérülés 4. Tartály inhermetikusság

–

Tartályon kívüli folyamatok 5. Direkt konténment főtés 6. Hidrogénrobbanás 7. Zónaolvadék-beton reakciók Súlyos balesetek alapvetı fizikai folyamatai



3



4

Súlyos balesetek lezajlása tartályon belül


1. Zónadegradáció

Zónadegradáció - Oxidáció

• A zónát a remanens hı főti a reaktor leállítását követıen is • Zónadegradáció jellemzı hımérsékletei – 1130 oC fémurán olvadáspont, U olvadék képzıdése UO2/Zr reakció során – 1200 oC Zr oxidáció felgyorsulása, eszkaláció – 1300 oC Zr/acél eutektikum képzıdés – 1450 oC acél olvadáspont – 1845 oC Zr olvadáspont – 1970 oC α-Zr(O) olvadáspont – 2600 oC (U,Zr,O) kerámia olv. – 2690 oC ZrO2 olvadáspont – 2850 oC UO2 olvadáspont Remanens hı teljesítménye [%]

9

120

8

100

7 6

80

5

60

4 3

40

2

20

Remanens hı teljesítménye VVER-440 reaktorban [MW]

10

1 0

0

1

2

3

4

5

6

0 7

8

9

10

– Zr-vízgız reakció 1200 oC fölött – Zr + 2 H2O ZrO2 + 2H2 + ∆Q ∆Q= 5 MJ/kg Zr – 1 kg Zr-ból kb. 0,5 m3 H2 (STP) keletkezik (ez egy 900 MW-os PWR esetében max. 960 kg H2-t jelent) – A reakció erısen exoterm, és függ a hımérséklettıl – A zóna melegedése gyorsul, Zr olvadáspontját eléri

Sérült üzemanyagköteg a CODEX-ben (KFKI AEKI)

Leállítás óta eltelt idı [perc]

Remanens hıteljesítmény a láncreakció leállása után Atomreaktorok termohidraulikája


5



6



Zónadegradáció – PHEBUS kísérlet

Zónadegradáció – PHEBUS kísérletek

– PHEBUS kutatóreaktoron végzett kísérletek, Cadarache – vizsgált üzemanyag zárt csatornában – kiégett, akár atomerımővi főtıelemek (!) degradációja – hasadási termékek kikerülése és terjedése a szimulált technológiában FPT1 rod bundle 20 fuel rods and central SIC rod Outer zirconia shroud Instrumented fuel rod Stiffener SIC control rod


Ultrasonic thermometer

Üzemanyag hımérséklet-változása és a köteg degradációja egy PHEBUS kísérletben

Forrás: Florian Fichot, IRSN

PHEBUS kísérleti összeállítás (Forrás: Belpomo, CEA) Dr. Aszódi Attila, BME NTI

7



8



Zónadegradáció – PHEBUS kísérletek

Zónadegradáció - Olvadék elvándorlás • Az olvadék több kazettában, a zóna jelentıs részében megjelenik, majd mobilizálódik. • Az olvadék alatti „kéreg” nem tud ellenállni az olvadéknak • Rövid idı alatt (néhány perc) az olvadék a tartály aljára kerül • Az olvadék áramolhat a zóna külsı részén, illetve a már részben hiányzó belsı kazetták helyén

6

Upper rods

5

1) Support plate -50 mm/BFC

2) Lower rods 30 mm/BFC

3) Molten pool 200 mm/BFC

Cavity

4 3

Molten pool

2

Lower rods

1

Support plate

4) Cavity 350 mm/BFC

5) Cavity 690 mm/BFC

6) Upper rods 900 mm/BFC

PHEBUS kísérletben degradálódott köteg radiográfiás felvétele (Forrás: Belpomo, CEA) Atomreaktorok termohidraulikája


9



• Zónaolvadék-víz reakció a tartály alján az ott megmaradt víz és a lefolyó zónaolvadék között • Lehetséges következmények:

Tartály alsó részének repedése, zóna kilökés Zóna egy részének kilökése a tartály felsı részén, amely a konténmentet is károsíthatja Tartályon belüli gızrobbanás primer köri törésekhez vezethet (3.) Atomreaktorok termohidraulikája



10


2. Gızrobbanás

– Nyomásnövekedés a tartályban és a primer körben – A zónában megmaradt Zr további oxidációja

Zónában kialakuló olvadékmedence kérgének sérülése, az olvadék áthelyezıdése a tartály aljára (Forrás: Florian Fichot, IRSN)

Molten corium

•



Corium Jets

Residual water

–


–

Tartályon kívüli folyamatok 5. Direkt konténment főtés 6. Hidrogénrobbanás 7. Zónaolvadék-beton reakciók

Gızrobbanás oka a tartály alján Forrás: Florian Fichot, IRSN

11



12



4. Tartálysérülés - Hıátadás zónaolvadékban

4. Tartálysérülés - Hıátadás zónaolvadékban

• TMI tapasztalatok – az olvadék különbözı rétegekben: alul elsısorban UO2 és ZrO2, felette olvadt fém fázis • Az olvadt U-Zr-O megdermed, kéreg képzıdik • Az olvadt acél viszi el a hı jelentıs részét, ez lokális sérüléshez vezethet (fókuszálási effektus)

• RASPLAV kísérleti berendezés, Oroszország – UO2 / ZrO2 / Zr olvadékok vizsgálata – A fémes olvadék nemcsak úszik a kerámiaolvadék tetején, hanem egy része lesüllyed a tartály fenekére – A hasadási termékek eloszlását kémiai formájuk határozza meg (oxid a kerámiában, fém a fémes olvadékban)

• Kísérleti eredmény: az olvadék tartály alján létrejövı természetes konvekciója következtében a maximális hıfluxus 70°-nál, a minimális a tartály legalján Atomreaktorok termohidraulikája


Fókuszálási effektus (F. Fichot, IRSN)

13




Súlyos baleseti folyamatok tartálysérüléskor

Alapvetı folyamatok tartálysérüléskor

4. Tartálysérülés – a TMI-2 példája

• Tartály aljának repedése: Különbözı mechanizmusok a primer köri nyomástól és remanens hıtıl függıen

• TMI: 20 tonna olvadékot találtak a tartály alján • Szerencsére az olvadék-víz reakcióból származó intenzív gızképzıdés elmaradt, a reakció miatt kb. 2 MPa nyomásnövekedés lett volna a tartályban • A tartály integritása végül megmaradt!

– Alacsony nyomás: leolvadás – Közepes nyomás: kúszási repedés – Nagy nyomás: képlékeny repedés

• Legvalószínőbb a kúszási repedés • 800 oC felett a tartály acélötvözete már 20-25 bar nyomáson is repedhet • Tartálysérüléshez legalább néhány óra kell A TMI-2 tartálya a balesetet követıen



14

Forrás: Florian Fichot, IRSN

15



Tartálysérülés a fókuszálási effektus következtében (zónaolvadék kibocsátás kb. 40-60%-os)

Tartálysérülés a fókuszálási effektus és nyomásugrás következtében (zónaolvadék kibocsátás 100%-os) Forrás: Lower Head Failure (LHF) Tests at Sandia National Laboratory (SNL)

16



Gızrobbanás

5. Direkt konténment hevítés

• Zónaolvadék-víz reakció lehetséges

• Direkt konténment hevítés – Nagy nyomás esetén a tartálysérülés során zónaolvadék és a zónából származó törmelékkilökıdésére kerülhet sor – A konténment hımérséklete gyorsan nı, nyomáscsúcs a konténmentben – Az olvadék fémes része oxidálódik – Hidrogén-keletkezés (és esetleg hidrogén-robbanás) a konténmentben – Összességében a konténment hermetikusságának elvesztését okozhatja

– a tartály alján – a reaktor aknában, ha ott a tartálysérüléskor víz található

• A gızrobbanás konténment nyomáscsúcshoz vezethet Atomreaktorok termohidraulikája

Gızrobbanáshoz vezetı lehetséges szcenáriók

Gızrobbanás folyamatának sémája

Forrás: Daniel Magallon, CEA

Forrás: Daniel Magallon, CEA


17


Számított hımérséklet-mezı direkt konténment hevítés esetén (Forrás: Berthoud, Valette)


18

Súlyos balesetek lezajlása tartályon kívül


6. Hidrogénrobbanás

6. Hidrogénrobbanás •

A folyamat a lokális hidrogénkoncentrációtól függ:

Hidrogén keletkezés – Fıleg fémes anyagok oxidációjából keletkezı H2 – Konténmentben már jelen lévı H2 (levegıben, korábbi folyamatokból keletkezı)

– „Belobbanás” (deflagration): kisebb hidrogén-koncentrációnál, a konténmentben csak nyomáscsúcsot okoz – Gyorsuló égés (flame acceleration), esetleg átmenet valódi robbanásba (detonation): nagyobb hidrogénkoncentrációnál, megsértheti a konténment integritását – De 85 °C fölött, gızben telített atmoszféra esetén belobbanás már nem tud létrejönni.

•

Hidrogénrobbanás – Hidrogénégés csóvában (közvetlenül az olvadékból feláramló hidrogén) – Égés terjedés a konténmentben – Robbanás sok paraméter egyidejő fennállása kell hozzá (megfelelı H2 és O2 koncentrációk) Hidrogénégés a konténmentben (M.M. Pilch, 1995)

•

TMI – Kb. 350 kg H2 keletkezett (égéshı 120 MJ/kg) – A hidrogén belobbanása okozta az egyetlen számottevı terhelést a konténmentnek – De a csúcsnyomás a méretezési nyomás alatt a TMI konténment nem sérült meg!

Hidrogén robbanás illetve belobbanás feltételei (Journeau, CEA)

Hidrogénégés a TMI-2-ben (W. Breitung, FZK) Atomreaktorok termohidraulikája


19



20



7. Zónaolvadék-beton reakció • Zónaolvadék-beton reakció (MCCI – Molten CoreConcrete Interaction):

•

– Beton talapzat „átolvadása” (képlékennyé válása) az olvadék alatt – Nem-kondenzálódó gázok keletkeznek nyomáscsúcs a konténmentben – Lezajló folyamat függ a beton összetételétıl:



–

• Szilíciumos beton: gyors erózió, de kis gázképzıdés • Mészköves beton: lassú erózió, de jelentıs gázképzıdés


–

Tartályon kívüli folyamatok 5. Direkt konténment főtés 6. Hidrogénrobbanás 7. Zónaolvadék-beton reakciók 400 kg corium eróziója különbözı betonokon; A=50cm*50cm; Q=150kW (Forrás: Hans Alsmeyer, IKET)



21

DETERMINISTIC ACCIDENT ANALYSIS CLASSIFICATION OF EVENTS AND OPERATING CONDITIONS Operational States Normal Operation

Design Basis Accidents (DBA)

Basic processes:

Severe Accidents

– In-Vessel Progression 1. Core degradation 2. Steam explosion 3. Induced breaks in the primary circuit

Severity of the Event

10º

~10-2

~10-4 to 10-5

~10-6

– Vessel Failure

Operators; Engineered Safety Systems; Containment Systems

How to avoid…?

4. Vessel rupture

Estimated Event Frequency, 1/yr.

Operators and Control Systems

22

Effect of a severe accident: core melt and / or large radioactive release into the environment

Beyond Design Basis Accidents (BDBA) No Core Degradation


Physics of severe accidents

Accident Conditions

Anticipated Operational Occurrences


– Ex-Vessel Progression

Accident Management; Containment Systems; Emergency Preparedness (Emergency Response Plan)

5. Direct containment heating 6. Hydrogen explosion 7. Molten core - concrete interaction

Safety Response

Accident scenarios during SA Atomreaktorok termohidraulikája


23



24

How to avoid vessel failure? (VVER-440) • •

Objective: keep the molten corium inside the reactor pressure vessel (in-vessel corium retention). Tool: External cooling of RPV.

• • •

Realized in Loviisa Under preparation in Paks. Issues:

Different tools for hydrogen mitigation – – – –

Catalytic recombiners Igniters CO2 dilution Atmosphere mixing (eg. using containment sprays) – Filtered containment venting – Strong containment design for maximum possible loads (future containments)

– Corium stratification and focusing – Possible CHF on reactor outer surface – Narrow flow path in reactor cavity for two phase flow CERES (Cooling Effectiveness on Reactor External Surface) test facility under construction in KFKI AEKI



Possible flooding of reactor cavity at Paks NPP (Elter J. et.al., 2009)

Hydrogen recombiners in TianWan NPP, China (VVER-1000) 25

Mitigation of molten core - concrete interaction VULCANO test facility (Cadarache, France) – – – – –

Max. 100 kg corium Heated by arc plasma (3200 oC) Thermoelements, infracameras Different basement materials On ceramic basement: • • • •


Containment spray in TianWan NPP


26

Mitigation of molten core - concrete interaction Spreading area of EPR Spreading of the corium on a dry surface after vessel failure and melting of „melt plug”

Less gas production Larger spreading area Smaller corium height Faster cool-down and solidification

VULCANO tests (Journeau, CEA) Atomreaktorok termohidraulikája


Source: AREVA 27



28

Mitigation of molten core - concrete interaction Spreading area of EPR •

– Smaller core catcher in VVER-1000 than in EPR (no spreading area) – But external cooling of core catcher by water with natural convection – Relatively high corium level – 1 year solidification time

Later flooding of the corium layer is possible with water from IRWST (Incontainment Refueling Water Storage Tank)


Mitigation of molten core - concrete interaction Core catcher of VVER-1000 (TianWan)


29



30

Atomerımővek tervezési alapon túli baleseteinek meghatározó fizikai folyamatai

Recommend Documents