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

2ОГЛАВЛЕНИЕСтр.ВВЕДЕНИЕ………………………………………………………………….6ГЛАВА 1. ИССЛЕДОВАНИЯ ПО БЕЗОПАСНОСТИ БЫСТРЫХНАТРИЕВЫХ РЕАКТОРОВ. МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИДЛЯ РАСЧЕТНОГО АНАЛИЗА ТЯЖЕЛЫХ АВАРИЙ В БЫСТРЫХРЕАКТОРАХ………………………………………………………………...241.1. Роль быстрых реакторов в ядерной энергетике будущего…………...241.2. Развитие реакторов БН в нашей стране……………………………….251.3. Проблема безопасности быстрых реакторов. Влияние специфических свойств быстрых реакторов на безопасность…………………………261.4. Методы исследования безопасности АС с быстрыми реакторами….321.5. Математические модели и отечественные вычислительныепрограммы для анализа и обоснования безопасности АЭС с быстрымиреакторами с натриевым охлаждением…………………………………….381.6.

Модели и коды для анализа запроектных аварий в быстрыхреакторах…………………………………………………………..…………421.7. Модели перемещения и удержания расплава в корпусе быстрогореактора при тяжелой аварии……………………………………………….461.8. Математические модели процессов разгона реактора на мгновенных нейтронах……………………………………………………………….501.9. Исследования деградации оболочек твэлов при аварии с потерейрасхода теплоносителя через тепловыделяющую сборку………………...531.10. Экспериментальное и расчетное обоснование конструкции УС-Тсборки ПАЗ-Т.

Испытания УС-Т на натриевом стенде…………………...561.11. Аналитические решения ряда задач …………………………………591.12. Выводы к главе 1………………………………………………………61ГЛАВА 2. ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ УДЕРЖАНИЯ РАСПЛАВЛЕННОГО ТОПЛИВА В КОРПУСЕ БЫСТРОГО РЕАКТОРА3ПРИ ТЯЖЕЛОЙ АВАРИИ………………………………………………….652.1. Математическая модель удержания расплава в корпусе быстрогореактора в условиях тяжелой аварии………………………………………662.1.1. Математическое моделирование подобластей как пористых тел.Гидродинамика и теплоперенос в подобластях…………………………...662.1.2.

Расчет проплавления внутриреакторных конструкций…………….692.1.3. Напряженное состояние в круглой пластине (плите)………………712.1.4. Моделирование тепловыделяющего слоя…………………………...752.1.5. Учет процессов кипения и конденсации…………………………….802.1.6. Определение замыкающих коэффициентов и функций…………….882.1.7. Расчет параметров второго контура и контуров системыаварийного расхолаживания РУ……………………………………………892.2.

Определение времени проплавления конструкций в одномерномприближении. Математическая модель …………………………………...922.2.1. Математическая постановка задачи…………………………………922.2.2. Плавление зон…………………………………………………………962.3. Моделирование стратификации компонент расплава при тяжелойаварии ……………………………………………………………………….992.4. Метод решения……………………………………………………………………………1052.5. Верификация кода БРУТ на экспериментальных данных и путемсопоставления результатов расчетов с данными аналитическихтестов.......................................................................................................................................1062.6. Результаты расчетного исследования аварии UTOP в реактореБН большой мощности……………………………………………………...1292.7.

Результаты расчёта плавления конструкций при частично расплавленной активной зоне в реакторе МБИР………….………………………..1352.8.Выводы к главе 2………………………………………………………...136ГЛАВА 3. МАТЕМАТИЧЕСКОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПРОЦЕССОВРАЗГОНА РЕАКТОРА НА МГНОВЕННЫХ НЕЙТРОНАХ…………….13843.1. Математическая модель разгона реактора на мгновенных нейтронах…………………………………………………………………………….1393.1.1. Гидродинамика………………………………………………………..1393.1.2. Баланс энергии………………………………………………………...1453.1.3. Уравнение состояния…………………………………………………. 1463.1.4. Нейтронная кинетика…………………………………………………1473.1.5. Реактивность…………………………………………………………..1533.1.6.

Взаимодействие расплавленного топлива с натрием………………1543.1.7. Автоматический выбор временного шага…………………………...1563.1.8. Учет влияния газа……………………………………………………..1583.2. Верификация кода ANPEX путем сопоставления результатоврасчетов с экспериментальными данными и данными расчетных ианалитических тестов………………………………………………………..1603.3. Расчет стадии мгновенной критичности с помощью программыANPEX………………………………………………………………………..1673.4.Выводы к главе 3………………………………………………………… 169ГЛАВА 4. РАСЧЕТНОЕ СОПРОВОЖДЕНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ВОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРА БН БОЛЬШОЙМОЩНОСТИ………………………………………………………………...1714.1. Разработка и использование расчетной методики для моделирования явлений на стенде «Плутон» ………………………………………..1724.1.1.Разработка расчетной методики……………………………………1724.1.2.

Результаты расчетов и их обсуждение…………………………….1794.2. Механизмы деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов… 1804.2.1. Расчет проплавления оболочки твэла и ее разрушения поддействием температурных напряжений……………………………………1814.2.2. Результаты расчетов и их обсуждение………………………………1854.3. Расчет состояния термочувствительного элемента УС-Т……………18754.3.1. Постановка задачи и ее решение…………………………………….1874.3.2 Результаты расчета и их анализ………………………………………1954.4. Выводы к главе 4………………………………………………………..203ГЛАВА 5. АНАЛИТИЧЕСКИЕ РЕШЕНИЯ ТЕСТОВЫХ ЗАДАЧ………2065.1. Решение задачи теплопроводности для кольцевого цилиндраконечных размеров с внутренними источниками тепла………………….2095.2.

Решение задачи теплопроводности для цилиндра конечныхразмеров с внутренними источниками тепла……………………………...2145.3. Решение задачи об определении температуры теплоносителяпо длине и радиусу трубки теплообменника………………………………2185.4. Решение задачи об определении температуры теплоносителяпо длине трубки теплообменника…………………………………………..2245.5.

Распределение температуры теплоносителя по длине трубки.теплообменника с изменяющимися температурами на входе в трубку иокружающей среды…………..……………………………………………...2285.6. Точное решение уравнений кинетики…………………………………2325.7. Стационарное температурное поле в круглой пластинес эксцентрическим отверстием……………………………………………..2375.8. Нестационарное температурное поле в стержне конечной длины сэксцентричным кольцевым сечением………………………………………2455.9. Распределение температуры в шаре, помещенном в хорошоперемешанную жидкость……………………………………………………2515.10.

Выводы к главе 5………………………………………………………257ЗАКЛЮЧЕНИЕ………………………………………………………………260УСЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ……………………………………………...265СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ…………………………………………………..268БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННОЙ ЛИТЕРАТУРЫ…………………………………………………………………………..269ПРИЛОЖЕНИЕ……………………………………………………………….3036ВВЕДЕНИЕЗа время своего развития (с 1954 г.) ядерная энергетика завоевала прочные позиции в мире. В настоящее время атомные электростанции (АЭС) эксплуатирует 31 страна. Доля ядерной энергетики составила 11% от общего мирового производства электроэнергии. В России эксплуатируются 10 АЭС (35энергоблоков), они вырабатывают около 19% всего производимого в странеэлектричества.После аварии на ЧАЭС возник длительный застой в развитии ядернойэнергетики.

C 2005-2007 гг. в мире начались процессы, характеризуемые какядерный ренессанс [170]. В марте 2011 г. произошла авария на АЭС «ФукусимаДайити» в Японии – одна из крупнейших аварий в истории мировой ядернойэнергетики. Были разрушены три энергоблока, хранилища отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), в окружающую среду выброшена радиоактивность в объеме, потребовавшем крупномасштабной эвакуации населения.

Авария на АЭС«Фукусима Дайити» привела к пересмотру рядом стран своих ядерноэнергетических программ либо в сторону полного отказа в будущем от ядернойэнергетики, либо в сторону сокращения масштабов ее развития или увеличениясроков реализации. Однако после аварии на АЭС «Фукусима Дайити» тенденция приостановки развития мировой ядерной энергетики в целом не получилараспространения. Прогнозы МАГАТЭ изменения суммарной установленноймощности мирового парка АЭС свидетельствуют о росте ее объема к 2030 году.В XXI веке может возникнуть необходимость формирования крупномасштабной ядерной энергетики [170]. Глубокое осмысление предшествующегопериода развития ядерной энергетики привело к пониманию приоритетноститехнологического обновления.Анализ подходов к перспективам развития мировой ядерной энергетикипоказывает наличие двух подходов:1.

Ориентация на развитие ядерной энергетики на базе существующих иусовершенствованных типов тепловых реакторов с открытым ядерным топлив-7ным циклом (ЯТЦ), в котором сжигается лишь235U.2. Ориентация на формирование закрытого ЯТЦ (ЗЯТЦ) с вводом реакторов, обеспечивающих простое либо расширенное воспроизводство ядерноготоплива. Способность воспроизводства позволяет вовлечь в использованиенаработкой из него делящегося плутония и232238UTh путем превращения его в де-лящийся 233U.Первый подход олицетворяет путь экстенсивного развития, по которомупока идет вся мировая ядерная энергетика.

Формирование крупномасштабнойядерной энергетики возможно лишь во втором подходе, обеспечивающим увеличение в 200 раз выхода энергии с каждой тонны урана.Была разработана «Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине XXI века» (далее «Стратегия - 2000»), одобренная Правительством РФ в мае 2000 г. [182].

В основе «Стратегии - 2000» лежат так называемыеположения «естественной безопасности», или требования приемлемости крупномасштабной ядерной энергетики. «Стратегия - 2000» однозначно предполагает, что удовлетворить требованиям приемлемости крупномасштабной ядернойэнергетики можно только на пути развития технологий ЗЯТЦ с быстрыми реакторами.