Автореферат (781853)

Просмтор этого файла доступен только зарегистрированным пользователям. Но у нас супер быстрая регистрация: достаточно только электронной почты!

Текст из файла

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».

Характеристики

Тип файла PDF

PDF-формат наиболее широко используется для просмотра любого типа файлов на любом устройстве. В него можно сохранить документ, таблицы, презентацию, текст, чертежи, вычисления, графики и всё остальное, что можно показать на экране любого устройства. Именно его лучше всего использовать для печати.

Например, если Вам нужно распечатать чертёж из автокада, Вы сохраните чертёж на флешку, но будет ли автокад в пункте печати? А если будет, то нужная версия с нужными библиотеками? Именно для этого и нужен формат PDF - в нём точно будет показано верно вне зависимости от того, в какой программе создали PDF-файл и есть ли нужная программа для его просмотра.

Список файлов диссертации