\(Microsoft Word - Ca\\263o\\234\\346 06 II 2006.doc\)

XLV Sympozjon „Modelowanie w mechanice”
N
N
Instytut Techniki Cieplnej, Politechnika Śląska
N
29
N
Praca jest związana z modelowaniem zjawisk cieplnych i przepływowych zachodzących
w obudowach bezpieczeństwa wodnych reaktorów jądrowych w czasie awarii inicjowanej
przez rozszczelnienie pierwotnego obiegu chłodzenia rdzenia reaktora (LOCA – Loss-ofCoolant Accident). Awaria typu LOCA, szczególnie nie kontrolowana przez systemy
bezpieczeństwa, może prowadzić do pojawienia się we wnętrzu obudowy bezpieczeństwa
wodoru, co wiąże się z ryzykiem wystąpienia detonacji. Wodór może być generowany
zarówno w obszarze rdzenia reaktora, jak również wewnątrz obudowy bezpieczeństwa.
Głównym źródłem gazowego wodoru jest reakcja utleniania materiału koszulek paliwowych
wykonanych ze stopu cyrkonu w atmosferze pary wodnej. Granica zapalności wodoru
w obudowach bezpieczeństwa określana jest na poziomie 4 – 5% koncentracji tego gazu
w mieszaninie powietrza z parą wodną. Aby uniknąć poważnych uszkodzeń obudowy
bezpieczeństwa i uwolnienia materiałów promieniotwórczych do otoczenia należy zapobiegać
niekontrolowanemu spalaniu wodoru.
Z oczywistych względów analiza przebiegu tego typu awarii nie może być
przeprowadzana na podstawie eksperymentów fizycznych w pełnej skali. Z tego powodu do
analizy różnych scenariuszy awarii LOCA wykorzystuje się symulacje numeryczne. W chwili
obecnej do symulacji tego typu awarii używane są dwie grupy kodów: kody o parametrach
skupionych oraz kody przestrzenne. Obydwie grupy kodów oparte są najczęściej o metodę
objętości skończonych, jednak dla kodów o parametrach skupionych elementy kontrolne
odpowiadają zazwyczaj rzeczywistym pomieszczeniom obudowy bezpieczeństwa
(tzw. metoda stref kontrolnych). Modelowanie procesu spalania wodoru jest bardzo trudne,
zarówno za pomocą kodów o parametrach skupionych, jak i kodów przestrzennych. Lokalny
zapłon wodoru może nastąpić przy stężeniu niższym niż określona wcześniej granica
zapalności, np. po uderzeniu strugi gazu o gorącą powierzchnię. Bardzo trudno jest również
określić ilość wodoru, która ulega spaleniu. Wiele ze stosowanych modeli spalania wodoru
ma charakter szacunkowy.
Podczas realizacji pracy, wykorzystując symulator bloku jądrowego z reaktorem wodnym
ciśnieniowym – PCTRAN PWR, wykonano szereg symulacji awarii typu LOCA według
scenariuszy zakładających wydzielanie się wodoru do wnętrza obudowy bezpieczeństwa,
a następnie jego spalanie. Symulator ten został opracowany w oparciu o model matematyczny
o parametrach skupionych. Zastosowany model spalania wodoru zakłada zapłon przy
koncentracji tego gazu wynoszącej 5%. Ponieważ kod o parametrach skupionych zakłada
doskonałe wymieszanie czynników w całej strefie kontrolnej nie jest możliwe uzyskanie
informacji o rozprzestrzenianiu się wodoru, czy o lokalnym spalaniu. Zakładając, że to
ostatnie zjawisko może mieć znaczący wpływ na kształtowanie przebiegu zmian parametrów
termodynamicznych wykonano dodatkowe, całkowicie szacunkowe obliczenia próbując je
uwzględnić. Uzyskane rezultaty dotyczące koncentracji wodoru skonfrontowano z rezultatami
otrzymanymi za pomocą własnego kodu HEPCAL-AU. Wybrane wyniki obliczeń oraz
najbardziej istotne uwagi i wnioski zostaną zaprezentowane w pracy.
XLV Sympozjon „Modelowanie w mechanice”
30
Institute of Thermal Technology, Silesian University of Technology
N
N
N
N
N
N
N
N
N
The work deals with modelling of thermal and flow processes which take place within
a containment of the water nuclear reactors during an accident initiated by a rupture of the
reactor primary cooling circuit. This is so-called Loss-of-Coolant Accident (LOCA). The
LOCA, particularly uncontrolled by the safety systems, may lead to hydrogen generation and
therefore the risk of a detonation occurs. Hydrogen may be generated in the reactor core area
and within the containment building. The main source of the gaseous hydrogen is the reaction
of the fuel cladding (made of the zirconium alloy) with steam. The flammability limit of
hydrogen in the containment is estimated at the level of 4 – 5% concentration of this gas in
the steam-air mixture. To avoid a severe damage of the containment and the release of fission
products to the environment uncontrolled combustion of hydrogen must be prevented.
It is obvious that the analysis of such accident can not be carried out by a full-scale
physical experiments. Therefore numerical simulations are used for detailed analyses of the
LOCA. The two groups of computer codes are applied for simulations at the moment: lumped
parameter codes and field codes. The finite volume method is the basis for the both groups of
the codes in the most cases, but in the case of the lumped parameter codes the control
elements correspond to real compartment and subcompartment of the containment (so-called
control zones method).
The modelling of hydrogen combustion is very difficult, using both, the lumped parameter
or the field codes. A local hydrogen ignition may occur at the concentration lower than the
mentioned above flammability limit, e.g. as the gas stream impacts a hot surface. It is also
very hard to determine the amount of the burned hydrogen. Many of the applied hydrogen
combustion models have an estimated character.
Using the simulator of the nuclear power plant with the pressurized water reactor
PCTRAN PWR a number of simulations of LOCA have been performed according to the
accident scenarios assuming hydrogen leakage into the containment building and the gas
combustion. The simulator has been elaborated based on the lumped parameter mathematical
model. The applied hydrogen combustion model assumes the ignition of hydrogen at the
concentration of 5%. Because the lumped parameter code assumes the perfect mixing of the
agents within the control zone there is no possibility to get information about hydrogen
distribution or its local combustion. Assuming that the last phenomena may significantly
influence the thermodynamic parameters an additional, completely estimated computations
have been done to take the local detonations into consideration. The obtained results
concerning hydrogen concentration have been compared with outcomes of the HEPCAL-AU
computer code. The selected results of calculations and the most important conclusions will
be presented.