Автореферат (781853), страница 7
Текст из файла (страница 7)
Проведенные верификационные расчеты показали адекватность моделирования процессов и явлений при исследовании тяжелой аварии.3. Разработана математическая модель в одномерном приближении. Наоснове этой модели создана программа БРУТ – О.4. Выполнен расчет аварии UTOP для вариантов активной зоны реактораБН большой мощности с нитридным топливом и с MOX-топливом с помощьюпрограммы БРУТ. Показано, что во всех вариантах расплав удерживается вкорпусе реактора.34Проведен расчет аварии ULOF, при которой происходит разрушение 18ТВС первого и второго рядов активной зоны в реакторе МБИР. В данном случае частично разрушенная активная зона удерживается в корпусе реактора.5. Для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе снатриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенныхнейтронах, разработана математическая модель, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии.6.
На основе разработанной математической модели создан код ANPEX.Выполнена верификация программы ANPEX путем сопоставления результатоврасчетов с экспериментальными данными и данными расчетных и аналитических тестов. Проведенные верификационные расчеты показали адекватностьмоделирования процессов и явлений при расчете разгона реактора на мгновенных нейтронах.7. По программе ANPEX выполнен расчет стадии мгновенной критичности в активной зоне реактора БН-600, который подтвердил физические закономерности и особенности протекания аварии в быстром реакторе с натриевымтеплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах.8.
Разработана расчетная методика, моделирующая явления, протекающие на стенде «Плутон» при разрушении оболочек имитаторов твэлов, котораяреализована в программе ТНП. Выполнен расчет по данной программе двухпроцессов: разрушения оболочки имитатора твэла под действием термическихнапряжений и проплавления оболочки.Согласно результатам расчета время проплавления оболочки имитаторатвэла составило ~ 20 мс. Условие разрушения оболочки имитатора твэла выполняется в момент времени 14,7 мс.9. Разработана расчетная методика для исследования механизмов деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов.
Расчетная методика реализована в программе ДОТ.Согласно представленной расчетной модели время до разрушения оболочки под действием рассмотренных механизмов существенно зависит от условий охлаждения твэла.10. По разработанной программе ТВ проведен тепловой и прочностнойрасчет состояния цилиндрического термочувствительного элемента макетаУС-Т. Показано, что в диапазоне скорости потока 0,5 –1 м/с и темпе роста температуры потока натрия 5 – 20 °С/с время до разрушения термочувствительного элемента при двухстороннем нагреве стенки меньше 29 с, а температура потока в момент разрушения не превышает 713 °С. При одностороннем нагревевремя до разрушения термочувствительного элемента не превышает 30,2 с, атемпература потока – 740 °С.35Выполнен тепловой и прочностной расчет состояния термочувствительного элемента в виде втулки макетного образца, испытанного на рабочемучастке натриевого стенда, при переменном темпе роста температуры теплоносителя.
Время до разрушения термочувствительного элемента, рассчитанное попрограмме ТВ, составило 21,63 c, что на 9% меньше экспериментального значения.11. Решена задача нестационарной теплопроводности ограниченного цилиндра с непрерывно действующими источниками тепла, помещенного в средус переменной во времени температурой, с граничными условиями третьего родана трех границах. Решение использовалось для верификации кода БРУТ, реализующего алгоритм решения задачи об удержании расплава в корпусе быстрогореактора при тяжелой аварии.12.
Впервые получено точное аналитическое решение уравнений кинетики с учетом одной средневзвешенной группы запаздывающих нейтронов прилинейном во времени вводе реактивности. Решение имеет теоретическое, практическое и методическое значение. Подходящей заменой переменных удалосьобойти трудности, с которыми столкнулись авторы приближенных решений.Точное решение использовалось для тестирования блока расчета нейтроннойкинетики кода ANPEX.13. Решена задача нестационарной теплопроводности ограниченногокольцевого цилиндра с непрерывно действующими источниками тепла, зависящими от координат и времени, помещенного в среду с переменной во времени температурой, с граничными условиями третьего рода на четырех границахи зависящей от координат начальной температурой.Решена задача определения температуры теплоносителя по длине и радиусу трубки теплообменника, в которой течет теплоноситель с постоянной скоростью, а боковая поверхность омывается жидкостью с переменной во временитемпературой.
В начальный момент времени температура теплоносителя – известная функция координат r и z. На входе в трубку задается температура –функция времени, на выходе и на боковой поверхности условия третьего рода.Предельным переходом получено решение первой краевой задачи на боковойповерхности.Решена задача определения температуры теплоносителя по длине трубкитеплообменника, в которой течет теплоноситель с постоянной скоростью, а боковая поверхность омывается жидкостью с переменной во времени температурой.
В начальный момент времени температура теплоносителя – известнаяфункция координаты z. На входе в трубку задается температура – функция времени, а на выходе условие третьего рода.Решена задача о распределении температуры теплоносителя по длинетрубки теплообменника без учета продольной теплопроводности при линейном36изменении температуры во времени на входе в трубку и переменной температуре окружающей среды.Впервые получено решение третьей краевой задачи определения температурного поля в круглой пластине с эксцентричным отверстием. Влияние двухсоседних каналов для термопар на температурное поле можно проанализировать с помощью полученных решений.Впервые получено решение третьей краевой задачи определения температурного поля в стержне конечной длины с эксцентричным кольцевым сечением.
Рассмотрено влияние двух соседних каналов для термопар на температурное поле. Полученное решение описывает температурное поле в плите толщиной h с двумя цилиндрическими каналами.Решена задача определения температуры в шаре, помещенном в жидкость, температура которой не зависит от координаты, но изменяется во времени. В шаре действуют источники тепла, изменяющиеся во времени по произвольному закону.Все представленные в данной работе аналитические решения задач получены впервые и имеют научную ценность.СПИСОК ОСНОВНЫХ ПУБЛИКАЦИЙ АВТОРАПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИСтатьи в изданиях, рекомендованных ВАК1.
Кащеев М.В. Аннотация программы PPRKRS // Известия вузов. Ядернаяэнергетика. − 2001. − № 2. − С. 84−88.2. Кащеев М.В. Моделирование стратификации компонент кориума при тяжелой аварии // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2002. – № 3. – C. 3−13.3. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Аннотация программы ANPEX // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2004. – № 3. – C.
59−63.4. Кащеев М.В. Об одном точном решении уравнений кинетики // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2005. – № 2. – C. 61−65.5. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическое моделирование процессов разгона реактора на мгновенных нейтронах // ВАНТ. Серия: Математическоемоделирование физических процессов. − 2006.
− Вып. 1. − C. 23−38.6. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Моделирование удержания расплава в быстромреакторе при тяжелой аварии // Теплоэнергетика. − 2007. − № 12. − C. 51−56.7. Кащеев М.В. Решение задачи теплопроводности для цилиндра конечныхразмеров с внутренними источниками тепла и переменной температуройокружающей среды // Ученые записки РГСУ. – 2009. − № 7. Часть 1. −C. 218−222.378. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическое моделирование удержаниярасплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.Математическая модель // ТВТ.
− 2009. − Т. 47. − № 4. − C. 627−632.9. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическое моделирование удержаниярасплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.Результаты расчета по программе БРУТ // ТВТ. − 2009. − Т. 47. − № 5. −C. 765−770.10.
Кащеев М.В. Решение задачи теплопроводности для цилиндра конечныхразмеров с внутренними источниками тепла // ВАНТ. Серия: Математическое моделирование физических процессов. − 2009. − Вып. 4. − C. 45−48.11. Кащеев М.В. Решение задачи теплопроводности для кольцевого цилиндраконечных размеров с внутренними источниками тепла // Теплоэнергетика.
−2011. − № 2. − C. 71−73.12. Кащеев М.В., Загорулько Ю.И. Распределение температуры в шаре, помещенном в хорошо перемешиваемую жидкость // Известия вузов. Ядернаяэнергетика. − 2011. − № 2. − C. 194−199.13. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическая модель разгона реактора намгновенных нейтронах // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2012. – № 2.– C. 11−21.14. Кащеев М.В., Ашурко Ю.М.
Исследование возможности удержания расплавленного топлива в быстром реакторе при тяжелой аварии // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 1. – C. 88−98.15. Загорулько Ю.И., Кащеев М.В., Ганичев Н.С. Механизмы начальной стадиидеградации твэлов ТВС быстрых реакторов // Атомная энергия. – 2015.
–Т. 119. – Вып. 2. − C. 75−79.Статьи в других рецензируемых научных изданиях16. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Моделирование удержания расплава в корпусебыстрого реактора в условиях тяжелой аварии // ВАНТ. Серия: Математическое моделирование физических процессов. − 2005. − Вып. 3.
− С. 53-64.17. Кащеев М.В., Ашурко Ю.М. Развитие математической модели и расчетныйанализ тяжелых запроектных аварий в реакторах на быстрых нейтронах //ВАНТ. Серия: ядерно-реакторные константы. – 2014. – Выпуск 1. – C. 5−17.18. Ашурко Ю.М., Кащеев М.В. Развитие математических моделей и расчетныйанализ тяжелых аварий в реакторах на быстрых нейтронах // ВАНТ. Серия:ядерно-реакторные константы. – 2016.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
