Анализ обеспечения безопасности использования контейнера для радиоактивного графита реакторов РБМК‑1000
Автор: Ившин А.В., Калютик А.А., Модестов В.С., Шаделко Ф.В.
Журнал: Журнал Сибирского федерального университета. Серия: Техника и технологии @technologies-sfu
Рубрика: Математическое моделирование. Численный эксперимент
Статья в выпуске: 4 т.19, 2026 года.
Бесплатный доступ
Обеспечение безопасного обращения с облучённым графитовым замедлителем на этапе вывода из эксплуатации атомных энергоблоков с реакторами РБМК‑1000 является важной задачей. Для этого предлагается вариант разработки специального контейнера, предназначенного для вывоза облученного графитового замедлителя с площадок АЭС. Представлены результаты численного моделирования аварийных ситуаций, позволяющие оценить безопасность использования контейнера. В результате расчетов получено, что рассматриваемая конструкция контейнера соответствует требованиям безопасности и сохраняются его общая целостность и герметичность.
Транспортный упаковочный комплект, облученные блоки графитового замедлителя, радиоактивный материал, проектная авария, безопасность, герметичность, численное моделирование, предельная деформация, остаточная деформация разрушения
Короткий адрес: https://sciup.org/146283306
IDR: 146283306 | УДК: 621.039.74
Safety Analysis of Using the Container for Radioactive Graphite of RBMK‑1000 Reactors
Ensuring the safe handling of irradiated graphite moderators during the decommissioning of RBMK‑1000 reactor nuclear power units is an important task. To achieve it, a design of a special container intended for the transportation of irradiated graphite moderators from nuclear power plant sites is proposed. The results of numerical simulations of the main accident tests of the container, as specified by the IAEA safety standards, are presented: free fall from a height of 9 meters onto a rigid surface and free fall from a height of 1 meter onto a steel rod. These tests allow for the evaluation of the container’s safety, its ability to withstand impact loads and maintain its structural integrity. The calculations indicate that the proposed container design meets safety requirements and maintains its overall integrity and leak tightness.
Текст научной статьи Анализ обеспечения безопасности использования контейнера для радиоактивного графита реакторов РБМК‑1000
На сегодняшний день, после остановки первого и второго энергоблоков с реактором РБМК-1000 Ленинградской атомной станции, перед специалистами и инженерами встала важная задача, связанная с перевозкой и хранением облученных блоков графитового замедлителя [1–4]. Этот реактор, обладающий высокой электрической мощностью в 1000 МВт, имеет общую массу графита 1700 т, который используется в активной зоне (АЗ) и отражателе нейтронов. АЗ выполнена в форме цилиндра высотой 7 м и диаметром 12 м, состоит из графитовых блоков массой 1400 т, выполняющих роль замедлителя. АЗ окружена боковым отражателем нейтронов толщиной 1 м, верхним и нижним отражателями по 0,5 м, собранными из графитовых блоков массой 300 т.
В настоящий момент облученные блоки находятся на территории станции, и для их безопасного вывоза требуется разработка специализированных контейнеров – транспортно-упаковочных комплектов (ТУК), которые должны не только обеспечить защиту, но и соответствовать строгим требованиям безопасности для хранения и транспортировки радиоактивных материалов. В качестве решения этой проблемы предлагается реализовать проект конструкции ТУК-Графит с литым корпусом из высокопрочного чугуна с шаровидным графитом (ВЧШГ) [5, 6]. В данной статье приведены результаты исследования, которые ранее были апробированы и опубликованы в материалах международной научно-практической конференции «Современные технологии и экономика в энергетике» [7]. В работе выполнен анализ по обоснованию радиационной без-– 505 – опасности и экологической приемлемости этого контейнера, рассматривается соответствие проектируемого контейнера требованиям безопасности в условиях потенциальных аварийных сценариев.
Методы и материалы
На основе опыта проектирования контейнеров [8–15] и удобства их перевозки предлагаемая конструкция имеет прямоугольную форму с крышкой на шпильках. Внутренние размеры контейнера 1250х1250х864 мм, в нём можно разместить 35 графитовых блоков общей массой около 1,8 т. Схема размещения блоков и размеры контейнера представлены на рис. 1. Габаритные размеры и дополнительные сведения для ТУК-Графит приведены в табл. 1.
Способность выдерживать проектные аварийные условия является важной особенностью контейнеров, предназначенных для транспортировки радиоактивных материалов. Поэтому разрабатываемый ТУК-Графит должен успешно справляться с двумя основными сценариями возможных аварий, оговоренных в федеральных нормах и правилах в области использования
Рис. 1. Схема загрузки контейнера 35 графитовыми блоками, размеры в мм
Fig. 1. Loading scheme of the container with 35 graphite blocks, dimensions in mm
Таблица 1. Размеры и сведения транспортного упаковочного контейнера
Table 1. Dimensions and details of the transport packaging container
Анализ обеспечения безопасности использования контейнера ТУК-Графит выполнен с помощью численного моделирования различных сценариев падения контейнера в программной среде SIMULIA Abaqus, реализующей метод конечно-элементного анализа.
Конечно-элементная модель ТУК-Графит и стержня имеет 29 484 элемента и 39 368 узлов, она представлена на рис. 2. Моделирование выполнено с помощью восьмиузловых линейных элементов, имеющих 3 степени свободы в каждом узле.
Рис. 2. Конечно-элементная модель ТУК-Графит (а) и стержня, на который падает контейнер (б)
Fig. 2. Finite element model of TPS-Graphite (а) and the pin on which the container falls (b)
Результаты проведенного моделирования существенно зависят от выбора пластических свойств материалов, интерпретаций поведения конструкции, что, в свою очередь, влияет на точность прогноза деформаций и возможных повреждений. Для этого были проанализированы и выбраны физико-механические характеристики материалов, из которых предполагается изготовить контейнер и стержень. В качестве материала корпуса приняты свойства ВЧШГ (EN-GJS-400–18-LT EN 1563). Материал стержня выбран в соответствии с международными рекомендациями по перевозке радиоактивных материалов, подробно изложенными в Прави- лах МАГАТЭ, где предлагается использовать мягкую сталь с пределами текучести в диапазоне от 150 МПа до 280 МПа, и отношение предела текучести к пределу прочности не должно превышать 0,62. При соблюдении этих рекомендаций была выбрана широко распространенная сталь - сталь 20, свойства которой приняты согласно ПНАЭ Г-7-002-86 3. Свойства выбранных материалов представлены в табл. 2.
Таблица 2. Свойства материалов контейнера и стержня
Table 2. Properties of container and pin materials
|
Объект |
Контейнер |
Стержень |
|
Материал |
ВЧШГ |
сталь 20 |
|
Модуль упругости, ГПа |
162 |
212 |
|
Коэффициент Пуассона |
0,25 |
0,3 |
|
Плотность, кг/м3 |
7100 |
7850 |
|
Относительное удлинение, % |
12 |
19 |
|
Условный предел текучести, МПа |
230 |
245 |
|
Временное сопротивление, МПа |
330 |
470 |
Оценка целостности конструкции контейнера и его способность сохранять герметичность при различных механических воздействиях выполнена с помощью моделирования 7 сценариев его падения [7]:
-
1) на дно контейнера с высоты 9 м (рис. 3а);
-
2) на угол контейнера с высоты 9 м (рис. 3б);
-
3) на ребро контейнера с высоты 9 м (рис. 3в);
-
4) днищем контейнера на стержень с высоты 1 м (рис. 3г);
-
5) углом контейнера на стержень с высоты 1 м (рис. 3д);
-
6) под углом стенкой контейнера на стержень с высоты 1 м (рис. 3е);
-
7) ребром контейнера на стержень с высоты 1 м (рис. 3ж).
Жесткое основание моделируется как аналитическая поверхность, а стержень жестко зафиксирован по нижней поверхности. Для расчета нагрузки была задана начальная скорость в зависимости от высоты падения ( h ) и ускорения свободного падения ( g ):
^initial -J^dh. (1)
В соответствии с формулой (1) при моделировании падения с высоты 9 м всем узлам конструкции задавалась скорость 13,29 м/с, а для падения с высоты 1 м – 4,43 м/с. Рассчитанные скорости характеризуют момент соударения ТУК-Графит с препятствием.
Рис. 3. Расчётные варианты удара: а) сценарий № 1, б) сценарий № 2, в) сценарий № 3, г) сценарий № 4, д) сценарий № 5, е) сценарий № 6, ж) сценарий № 7
Fig. 3. The calculated impact scenarios include: а) scenario № 1, b) scenario № 2, c) scenario № 3, d) scenario № 4, e) scenario № 5, f) scenario № 6, g) scenario № 7
Для оценки целостности конструкции в упругопластической области используется критерий оценки по остаточным деформациям растяжения 4 :
где ψ – относительное сужение поперечного сечения образца после разрыва.
Предельная деформация разрушения для ВЧШГ в соответствии с формулой (2) составляет:
^пред ^ %
В качестве условия обеспечения целостности элементов при значительных деформациях принимается:
£ — ^пред
Результаты и обсуждение
Численное моделирование деформаций контейнера при испытании его на проектные аварийные условия (7 сценариев падения), выполненное в упругопластической области работы конструкционных материалов, позволяет оценить повреждения конструкции.
Результаты расчетов и оценка сохранения герметичности корпуса представлены в табл. 3.
Особое внимание уделим сценариям, где остаточная деформация разрушения превышает предельную. Сценарий падения № 2, по результатам наших расчетов, оказался наиболее критичным для конструкции ТУК-Графит. В данном случае максимальные деформации локализованы в зоне сжатия на внешней границе контейнера и достигают уровня 50 %, что превышает предел разрушения для ВЧШГ, а на внутреннем сечении они не превышают 5 % (см. рис. 4), что свидетельствует о сохранении его целостности и герметичности.
В случае сценария падения № 5 также зафиксированы деформации, превышающие предельное значение (ε > 39 %, ε пред. = 6 %), однако на остаточном сечении они не превышают 5 % (см. рис. 5), что указывает на то, что контейнер не подвергнется полному разрушению. В этом случае наблюдается лишь незначительное повреждение на внешнем углу, и контейнер по-прежнему способен предотвратить утечку или выброс радиоактивного содержимого после падения под углом. Аналогичная ситуация наблюдается для сценариев падения № 3 и № 7, где деформации, превышают предельное значение (ε > 20 %, ε пред. = 6 %) на внешней границе, а внутреннее сечение контейнера сохраняется (ε <5 %).
Таблица 3. Оценка герметичности ТУК-Графит при падении
Table 3. Assessment of the tightness of the TPS-Graphite in case of a fall
|
Вариант падения |
Скорость в момент удара V initial , м/с |
Остаточная деформация разрушения (ε), Max. eps, % |
Герметичность |
|
Сценарий № 1 |
13,29 |
ε < 1 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 2 |
13,29 |
на внешней границе: ε > 50 %; на внутреннем сечении: ε < 5 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 3 |
13,29 |
на внешней границе: ε > 20 % на внутреннем сечении: ε < 5 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 4 |
4,43 |
ε < 2 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 5 |
4,43 |
на внешней границе: ε > 39 %; на внутреннем сечении: ε < 5 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 6 |
4,43 |
ε < 1 % |
сохраняется |
|
Сценарий № 7 |
4,43 |
на внешней границе: ε > 20 % на внутреннем сечении: ε < 5 % |
сохраняется |
|
Допустимое значение ε пред, % |
6 % |
– |
|
Рис. 4. Эквивалентные напряжения [Па] (а) и первые главные пластические деформации (б) для сценария № 2
Fig. 4. Equivalent stresses [Pa] (а) and first principal plastic deformations (b) for scenario № 2
a)
S, Mises (Avg: 75%) +4.495e+08 +4.121e+08 +3.746e+08 +3.372e+08 +2.998e+08 +2.624e+08 +2.250e+08 +1.876e+08 +1.501e+08 +1.127e+08 +7.531e+07 +3.790e+07 +4.808e+05
PE, Max. Principal (Avg: 75%) —r +2.260e-01 — - +5.000e-02 +4.583e-02 --+4.167e-02 --+3.750e-02 --+3.333e-02 --+2.917e-02 --+2.500e-02 --+2.083e-02 --+1.667e-02 --+1.250e-02 +8.333e-03
■ - +4.167e-03
+0.000e+00
Рис. 5. Эквивалентные напряжения [Па] (а) и первые главные пластические деформации (б) для сценария № 5
Fig. 5. Equivalent stresses [Pa] (а) and first principal plastic deformations (b) for scenario № 5
В других рассмотренных сценариях падения также сохранены герметичность и целостность корпуса контейнера. В качестве дополнительной защиты рекомендуется разработка демпфирующего защитного устройства для снижения уровня максимальных перегрузок на поверхности.
Заключение
В ходе проведенного исследования было установлено, что в условиях аварийных ситуаций проектируемый ТУК-Графит, изготовленный из ВЧШГ, обеспечивает радиационную безопасность, сохраняя целостность и герметичность, удерживая радиоактивный материал внутри конструкции.
В моделируемых сценариях падения 1, 4 и 6 максимальные деформации не превышают допустимого значения. Возникшие в случаях 2, 3, 5 и 7 максимальные деформации на поверхности контейнера (ε > 20–50 %) превышают предельный уровень разрушения (ε пред. = 6), однако на остаточном сечении контейнера они не превышают 5 %, что свидетельствует о сохранении его целостности.
Рекомендуется проектирование демпфирующего защитного устройства для снижения уровня максимальных перегрузок.
Следующим этапом исследования планируется моделирование демпфирующего устройства и имитация заполнения контейнера графитовыми блоками.