Диссертация (781854), страница 11
Текст из файла (страница 11)
Для более мощных реакторов требования по прочности оказывались чрезмерными. Поэтому появилась52необходимость усовершенствования модели Бете-Тайта и получения менееконсервативной оценки выделяемой энергии.Первые уточняющие поправки в модель Бете-Тайта были введены Р. Николсоном в 1962 году [250]. Затем Р. Майер, Б. Вульф и Н. Фридман [244] в1965 году первыми показали, что количество выделяемой энергии в быстромреакторе при рассматриваемой аварии существенно снижается за счет отрицательного эффекта Доплера. Уточнения модели Бете и Тайта также проводилисьв работах Окрента, Уилкинса и др. [189,252,274].
Основные уточнения касалисьуравнения состояния топлива и учета эффекта Доплера. В результате удалосьсущественно снизить степень консерватизма в оценках выделяемой энергии.Первые программы, по которым рассчитывалась стадия аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах, предшествующая разрушению активной зоны, были одномерными (WEAK, MAX, PAD – [189]). Дальнейшее усовершенствование методов расчета разгона реактора на мгновенных нейтронахбыло связано с уточнением физической и математической моделей явления.Вводились уточнения в уравнение состояния топлива, более корректно учитывались эффекты реактивности, связанные с перемещением материалов активной зоны, с эффектом Доплера. Эти усовершенствования были реализованы вряде зарубежных двухмерных программ − MARS, VENUS, POOL, KADIS [189].Появление таких программ открыло новые возможности в анализе аварийныхпроцессов, однако, являясь коммерческими, они не получили распространенияв России.
Проводились исследования для определения максимально возможнойскорости ввода реактивности за счет перемещения управляющих стержней, топлива [204].Отечественные программы, предназначенные для расчета энерговыделения в реакторе при разгоне его на мгновенных нейтронах, были разработаныболее тридцати лет назад. Описание соответствующих математических моделейсодержится в основном в работах ГНЦ РФ – ФЭИ и РНЦ “Курчатовский институт”. Все отечественные программы были одномерными.53Для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенныхнейтронах, был создан код ANPEX [74,80,104] (сокращение от английских словanalysis of power excursions), в математической модели которого движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии. Математическая модель программы, результаты ее тестирования и результаты расчета для реактораБН-600 описаны в главе 3 диссертации.ANPEX – единственная в России программа, в которой реализована двумерная математическая модель процессов разгона реактора на мгновенных нейтронах.
При ее создании удалось в основном преодолеть упрощающие допущения, принятые Г. Бете и Дж. Тайтом.Быстрый рост реактивности на стадии аварии с разгоном реактора намгновенных нейтронах вызывает рост мощности и, как следствие, подъем температуры и давления в активной зоне реактора.
Небольшое увеличение размеров активной зоны под действием внутреннего давления обеспечивает падениереактивности и переход реактора в подкритическое состояние.Следует отметить сложность натурного моделирования процессов приразгоне реактора на мгновенных нейтронах. Тем не менее в США удалось провести эксперименты на небольшом реакторе с графитовым замедлителем KIWITNT, которые можно использовать для верификации программ [189].1.9.
Исследования деградации оболочек твэлов при аварии с потерейрасхода теплоносителя через тепловыделяющую сборкуИдентификация возможных механизмов разрушения оболочек твэлов основана, прежде всего, на результатах экспериментальных исследований, моделирующих аварию с потерей расхода теплоносителя через ТВС.Проводились исследования на экспериментальных реакторных установках, но они являются существенно ограниченными в отношении масштабовэкспериментов [275,218]. Основной объём исследований выполнен с использо-54ванием расплавов различного состава, моделирующих реальный кориум: расплавов продуктов термитных реакций либо неактивного UO2 или урана[264,207].
В экспериментах [232] наряду с регистрацией изменения основныхпараметров (температура, давление, расход) с использованием методов скоростной рентгенографии были получены данные о развитии процессов деградации оболочек модельных ТВС.Задачами экспериментов в работе [37] являлись, прежде всего, отработкаэкспериментальной методологии с использованием модели ТВС (стержневойпучок) с имитаторами тепловыделяющих элементов на основе термитной реакции и экспериментальные исследования повреждаемости оболочек имитаторовтвэлов и их деформаций. Имитаторы твэлов монтировались в камере взаимодействия рабочего участка в геометрии 7-стержневой сборки с зазором 2 мм.Для инициации термитной реакции применялся электрический подогрев проводящего стержня, расположенного по оси индивидуальных элементов. По окончании экспериментов производились оценки деформаций изгиба отдельныхстержней и оценки суммарных площадей разрушений имитаторов.В работах [44,277] представлены результаты серии экспериментов, выполненных в ГНЦ РФ – ФЭИ на стенде «Плутон» в условиях, моделирующихаварию с потерей расхода натрия через активную зону, и направленных на изучение механизмов повреждаемости оболочек твэлов в условиях потери расходатеплоносителя через топливную сборку.
Получена важная информация дляформирования представлений о физической природе механизмов деградацииоболочек твэлов при исследовании конечного состояния модельных сборок после проведения экспериментов.Результаты экспериментальных исследований деградации оболочек имитаторов твэлов в геометрии свободных 7 – стержневых пучков и в конструкции,моделирующей ТВС в статическом натрии, свидетельствуют о более высокойих повреждаемости в последнем случае.55Анализ экспериментальных данных и проведенные расчетные оценки показывают необходимость учёта вклада термических напряжений в общий механизм деградации оболочек.В статье [47] в соответствии с выводами экспериментальных исследований [40,232] описан сценарий деградации оболочек твэлов. Представлена расчетная методика, которая реализована в программе ДОТ, а также приведенырасчетные оценки времени проплавления оболочки и температурных напряжений, достигаемых в материале оболочки в фиксированные моменты времениприменительно к геометрии твэла реактора большой мощности.
Разработчикомрасчетной методики и кода ДОТ является автор диссертации.На стенде «Плутон» проведены экспериментальные исследования распределения материалов и блокировок проходных сечений по высоте модельныхстержневых сборок с 7-ю и 19-ю стержнями в условиях, моделирующих авариюна реакторе БН с неконтролируемой потерей расхода теплоносителя через тепловыделяющую сборку [53].Эксперимент с 7-стержневой сборкой проводился при полном осушениисборки и в отсутствие внешнего охлаждения чехла натрием.Эксперимент с 19-стержневой сборкой выполнялся при начальной температуре натрия 823 К при полном отсутствии расхода.
Геометрические параметры пучков соответствовали значениям, принятым для активной зоны реактораБН-1200. В качестве имитатора кориума использовался расплав Fe-Al2O3(Т 3100 К), получаемый в результате реакции термитной смеси эквимолярного состава Fe2O3 + Al (тепловой эффект Qp = 1,6 МДж/кг).Деградация оболочек имитаторов твэлов в первом эксперименте составила 25-30% и локализована в её средней части. Характер деградации оболочексвидетельствует об одновременном осуществлении в первом экспериментедвух механизмов разрушения: плавления материала оболочек и разрушений поддействием температурных напряжений.В эксперименте с 19-стержневой модельной сборкой область глобальнойдеградации оболочек имитаторов твэлов составила ~65% по высоте сборки и56преимущественно локализована в части стержневого пучка с повышеннойплотностью термитного заряда в имитаторах твэлов.В соответствии с проведенными экспериментальными исследованиямиидентифицированы три основных механизма деградации оболочек: температурные напряжения в материале оболочек; плавление материала оболочек; динамические эффекты, обусловленные быстрым превращением тепловой энергии расплава имитатора кориума в механическую работу при термическом взаимодействии расплава с натрием.Обнаружение заметных концентраций материалов маркеров (Cu и Mo) впробах материалов по всей высоте сборки свидетельствуют об интенсивном перемешивании расплава внутри имитаторов твэлов до разрушения их оболочки.Практически полная блокировка проходного сечения модельной сборкиобнаружена в ее нижней части.И 7-стержневая, и 19-стержневая сборки по своим технологическим конструктивным особенностям не моделируют проходные сечения входных и выходных каналов реальных тепловыделяющих сборок.
Из результатов, полученных экспериментально в исследованиях блокировок 19-стержневой модельнойсборки, следует высокая вероятность блокировки реальной сборки в нижней еёчасти застывшим расплавом материалов.Отметим, что автор диссертации принимал участие в планировании экспериментов на стенде «Плутон» и осуществлял расчетное сопровождение экспериментов.1.10. Экспериментальное и расчетное обоснование конструкции УС-Тсборки ПАЗ-Т.
Испытания УС-Т на натриевом стендеКак известно, на повышение безопасности ЯЭУ направлено создание пассивных устройств аварийной защиты реакторов. На основе таких устройстввозможна разработка ЯЭУ, внутренне устойчивых к отказам технических57средств и ошибкам персонала. Кроме того, пассивные устройства аварийнойзащиты осуществляют управление запроектной аварией.Устройства ПАЗ по принципу действия можно разделить на устройства,срабатывающие по снижению расхода теплоносителя или превышению температуры теплоносителя на выходе из активной зоны. Реализация может бытьосуществлена с использованием различных эффектов и конструктивных решений [55,205,25,29]. В частности, используются рабочие элементы с плавкимивставками.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
