Автореферат (Моделирование тяжелых аварий в обоснование безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем)

3ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫАктуальность темы диссертационной работы обусловлена необходимостью анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в том числе обоснования повышенной безопасности реакторовнового поколения. Дальнейшее развитие ядерной энергетики невозможно безобеспечения достаточно высокого уровня безопасности.

При разработке стратегии развития крупномасштабной ядерной энергетики сформулировано ключевое положение «естественной безопасности» − «исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории», что предполагает достижение нового, более высокого уровня безопасности.Аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.) и на ЧернобыльскойАЭС (CCCР, 1986 г.) привели к осознанию необходимости анализа запроектныхаварий в проектах АС. По российским нормативным документам для обоснования безопасности АС требуется выполнить анализ запроектных аварий.

В проектах предусмотрены меры управления запроектными авариями.Практически невозможно воспроизвести на АЭС полный спектр постулированных аварийных ситуаций. Главным средством анализа процессов при развитии аварии в реакторе и в масштабах реакторной установки (РУ) являетсярасчетный анализ, носящий характер теоретического предсказания. Развитиеаварии с частичным или полным расплавлением активной зоны и ее последствия в значительной мере определяются тепло – и массообменными процессами в активной зоне и внутри корпуса реактора.

Возникает актуальная научнаяпроблема – создание моделей для расчетного анализа запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в быстрых натриевых реакторах с целью прогнозирования последствий аварий.Разработка математических моделей и программ для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется втечение многих лет. Основной груз проектирования систем безопасности АЭСлег на предприятия Главного конструктора – АО «ОКБМ Африкантов» и Генерального проектировщика – в настоящее время АО «АТОМПРОЕКТ».

Большойвклад в обоснование безопасности отечественных быстрых реакторов внеслалаборатория расчетно-теоретических исследований безопасности АЭС Физикоэнергетического института. Активная работа российских и зарубежных специалистов по разработке более совершенных моделей и программ для анализа иобоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым охлаждением в течение многих лет подтверждает актуальность данной работы.Цель диссертационной работы заключалась в разработке математических моделей, алгоритмов и программ и получении результатов расчетов дляобоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.4Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:− разработан комплекс математических моделей различного уровня дляисследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусебыстрого реактора при тяжелой аварии;− разработана математическая модель для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах;− осуществлена разработка алгоритмов и программ на основе математических моделей автора для расчетного анализа и обоснования безопасностибыстрых натриевых реакторов;− выполнена проверка качества моделей и программ путем сопоставления результатов расчетов с экспериментальными данными и данными аналитических тестов.

Получены аналитические решения ряда задач для тестированияпрограмм;− выполнено расчетное сопровождение экспериментов в обоснованиебезопасности реактора БН большой мощности;− выполнен расчет стадии мгновенной критичности в активной зоне реактора БН-600;− выполнен расчетный анализ запроектных аварий c тяжелыми повреждениями активной зоны в реакторах типа БН большой и малой мощности.Объектом исследований являются реакторы на быстрых нейтронах снатриевым теплоносителем.Предметом исследований являются математические модели и вычислительные программы для расчетного анализа запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением, аналитические решения задач, особенностипротекания запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах.Методы исследования. Решение задач диссертации основано на использовании методов математического моделирования, численных методов, методов экспериментального анализа.

Теоретическая и методологическая основа исследования в диссертации – работы специалистов по безопасности ядерных реакторов, теплофизиков, математиков.Научная новизна работы заключается:− в разработке математической модели для исследования возможностиудержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелойаварии;− в создании гомогенно-диффузионной и гетерогенной математическихмоделей стратификации компонент расплава при тяжелой аварии, а также модели движения пузыря пара переменной массы в жидкости, входящих в составматематической модели для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии;5− в разработке математической модели для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии;− в создании методик для расчетного сопровождения экспериментов вобоснование безопасности реактора БН большой мощности: расчетной методики для моделирования явлений, протекающих на стенде «Плутон» при разрушении оболочек имитаторов твэлов; расчетной методики для исследования механизмов деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов в условиях аварии с прекращением расхода натрия через ТВС; методики для теплового ипрочностного расчета термочувствительного элемента и определения временидо его разрушения;− в получении аналитических решений ряда задач;− в результатах расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности:● определено время проплавления оболочки имитатора твэла на стенде«Плутон».

Показано, что выполняется условие разрушения оболочки имитаторатвэла под действием термических напряжений;● проведено расчетное исследование разрушения оболочки твэла поддействием напряжений и проплавления в зависимости от режима охлаждениятвэла при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия;● определено время до разрушения термочувствительного элементаустройства самосрабатывающего температурного (УС-Т);− в получении на базе математической модели разгона реактора на мгновенных нейтронах результатов расчета аварийного процесса в активной зонебыстрого реактора;− в выявлении на базе математической модели удержания расплава вкорпусе быстрого реактора в условиях тяжелой аварии особенностей развитиязапроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в реакторахтипа БН большой и малой мощности.Достоверность научных положений и выводов, сформулированных вдиссертации, подтверждается результатами проверки корректности математических моделей, алгоритмов и программ автора путем сопоставления результатов расчетов по программам с экспериментальными данными и данными аналитических тестов, а также основывается на использовании при решении задачобоснованных расчетных методик.Теоретическая значимость работы состоит в разработке математических моделей для расчетного исследования запроектных аварий в быстрыхнатриевых реакторах, разработке методик, применявшихся при расчетном сопровождении экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой6мощности, получении аналитических решений задач, имеющих теоретическоезначение, а также новых данных о протекании запроектных аварий.Практическая значимость работы.

Созданы и верифицированы вычислительные программы, с помощью которых выполнен расчетный анализ запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах. Выполненная работа позволилавнести существенный вклад в обоснование безопасности реакторов типа БН.Материалы диссертационной работы (математические модели, результаты численного анализа) вошли в основополагающий труд по безопасности реакторовна быстрых нейтронах И.А. Кузнецова, В.М. Поплавского (Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / Подобщей редакцией члена-корреспондента АН РФ В.И. Рачкова – М.: ИздАт,2012.

– 632 c.).Практическая ценность работы. Модели автора можно использоватьдля анализа безопасности реакторов других типов. В работе проведен расчетный анализ запроектных аварий в реакторах типа БН различной мощности. Результаты расчетных исследований использовались при проектном обоснованиибезопасности быстрых реакторов. Практическая ценность подтверждается разработкой на основе предложенных алгоритмов вычислительных программ, защищенных Свидетельствами о регистрации программ для ЭВМ [40,41].Практическое использование результатов.Результаты исследований различных запроектных аварий, сопровождающихся тяжелыми повреждениями активной зоны, использовались при разработке окончательного отчета по обоснованию безопасности (ОООБ) энергоблока№ 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800, предварительного общего обоснования безопасности (ПООБ) РУ МБИР, отчета по безопасности РУ БН-1200, атакже АО «ОКБМ Африкантов» − организацией Главного конструктора РУ БНи АО «ГНЦ НИИАР».

Практическое использование результатов в проектах БНподтверждается работами автора [6,9,13-16,5,17,18,20,21,23,24,26-28,30-32,35,36]. После выпуска отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) энергоблока БН-600 с участием автора и проведения других обосновывающих работбыло принято решение о продлении проектного срока эксплуатации реакторана десять лет.

Аналитические решения ряда задач, полученные в диссертационной работе, использовались для тестирования кодов БРУТ и ANPEX. Разработанная расчетная методика применялась для определения времени до разрушения термочувствительного элемента УС-Т.Теоретические и прикладные результаты, изложенные в диссертационнойработе, получены автором в рамках исследований по теме «Расчетный анализзапроектных аварий» договора с ПКФ концерна Росэнергоатом № 3768 «Разработка отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) энергоблока № 3Белоярской АЭС» в 2008 г., теме «Разработка и верификация программных мо-7дулей комплексной системы кодов, предназначенных для анализа и обоснования безопасности, оптимизации характеристик АЭС с реакторами БН» договора№ 2009/4.1.3.4.3.2/35138 «НИОКР в обоснование проекта АЭС с реакторомБН-1200» и темам «Верификация программы БРУТ (расчет в двухмерной геометрии удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора с учетом естественной конвекции натрия в первом контуре)» и «Подготовка верификационного отчета по программе ANPEX» договора с ОАО «ОКБМ Африкантов» № 3450 «Верификация и аттестация программных средств для лицензирования ввода энергоблока № 4 БелАЭС в эксплуатацию» в 2009 г., темам «Адаптация расчетной методики для описания экспериментальных исследований настенде «Плутон».