Диссертация (781854), страница 13

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

Текст из файла (страница 13)

В нашей стране была осуществлена наиболее обширная и последовательная программа развития технологии и сооружения экспериментальных иэнергетических установок типа БН: от БР-1 (1954 г.) до БН-600 (1980 г.) иБН-800 (2016 г.). Россия обладает наибольшим опытом эксплуатации быстрыхреакторов.В процессе развития ректоров БН в России был выполнен очень большойобъем научно-исследовательских, проектных и конструкторских работ, затрачены громадные ресурсы, вложенные в развитие «быстрого» реакторного направления, что обеспечило практические достижения в рассматриваемой области.3. Быстрые реакторы обладают характеристиками, позволяющими статьодним из наиболее безопасных и удобных в управлении типов реакторов.

В будущем по мере развития ядерной энергетики и ужесточения соответствующихтребований будут иметь место рост затрат на безопасность и увеличение ее весапри сравнительных оценках различных ядерных реакторов.4. Постановка широкомасштабных экспериментов для изучения процессов при аварии в быстром реакторе чрезвычайно проблематична. Соответственно особое значение приобретает разработка программ для расчета отдельных стадий аварии и комплексного расчета всей аварии.При исследовании аварийных процессов в быстрых реакторах можно использовать вычислительный эксперимент. Суть вычислительного эксперимента– создание и изучение математических моделей исследуемого объекта с помощью вычислительных средств.5. В настоящее время создан программный комплекс, обеспечивающийанализ и обоснование безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах.Большинство программ, используемых для расчетного анализа нарушенийнормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением, разработано в лаборатории расчетнотеоретических исследований безопасности АЭС ФЭИ.636.

Для анализа запроектных аварий в ФЭИ применялись и применяютсяпрограммы COREMELT, INTERACT, БРУТ, ANPEX, привлекалась программаDINROS. Инструментами для анализа тяжелых запроектных аварий в быстрыхнатриевых реакторах являются программы COREMELT, INTERACT, БРУТ,ANPEX. Получил известность российский интегральный кодСОКРАТ-БН. Основное назначение кода – расчетный анализ и обоснование безопасностиРУ БН. Для анализа запроектных аварий в быстрых реакторах предназначен рядзарубежных кодов: код SAS4A, семейство кодов SIMMER, код SURFASS идругие.7. Отдельные аспекты поведения расплавленного топлива после разрушения ТВС активной зоны рассматривались в ряде работ.

Анализ работ позволилустановить, что основная проблема удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии в целом в них не решена. Авторомдиссертации была разработана более совершенная математическая модель дляисследования возможности удержания расплава в корпусе быстрого реакторапри тяжелой аварии.8. Для расчета стадии аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах был создан ряд зарубежных программ. Являясь коммерческими, они неполучили распространения в России. Отечественные программы, предназначенные для расчета энерговыделения в реакторе при разгоне его на мгновенныхнейтронах, были разработаны более тридцати лет назад.

Все отечественныепрограммы были одномерными.Для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенныхнейтронах, автором диссертации была создана программа ANPEX – единственная в России программа, в которой реализована двумерная математическаямодель процессов разгона реактора на мгновенных нейтронах.

При ее созданииудалось в основном преодолеть упрощающие допущения, принятые Г. Бете иДж. Тайтом.649. Дано описание экспериментов по исследованию деградации оболочектвэлов при аварии с потерей расхода теплоносителя через тепловыделяющуюсборку. Большой интерес представляют результаты серии экспериментов настенде «Плутон» (ГНЦ РФ – ФЭИ).

Получена важная информация для формирования представлений о физической природе механизмов деградации оболочек твэлов. Анализ экспериментальных данных показал необходимость учётавклада термических напряжений в общий механизм деградации оболочек. Автор диссертации принимал участие в планировании экспериментов на стенде«Плутон» и осуществлял расчетное сопровождение экспериментов.10.

Представлены результаты испытаний двух макетов устройств самосрабатывающих пассивной аварийной защиты теплового действия в АО «ГНЦРФ-ФЭИ». По результатам испытаний сделан вывод о том, что специальныйсплав и другие серебряные сплавы не могут быть использованы для изготовления термочувствительных элементов УС-Т в конструктивном исполнении,предполагающем прямой контакт материала с натрием. Отмечена необходимость проведения расчета с целью определения времени до разрушения термочувствительного элемента.

Данный расчет был выполнен автором диссертации.65Глава 2Исследование возможности удержания расплавленного топлива вкорпусе быстрого реактора при тяжелой аварииВ случае тяжелых запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевымохлаждением возможно расплавление активной зоны. Если активная зона реактора полностью или частично расплавлена, дальнейшее развитие аварии можетзакончиться либо сохранением корпуса реактора или страховочного корпуса,либо проплавлением стенок. В данной главе исследуется возможность отводаостаточного энерговыделения в осколках разрушенных твэлов и удержаниярасплава в корпусе реактора.Расплавление сборок приводит к образованию тепловыделяющего слоя,расположенного на нижней торцевой зоне воспроизводства.

Сформировавшийся тепловыделяющий слой взаимодействует с нижней торцевой зоной воспроизводства и при ее расплавлении с нижележащими конструкциями.Для удержания фрагментов разрушенной активной зоны и их охлажденияв реакторах типа БН разработано специальное устройство (поддон). Устройствовыполнено в виде чаши, охватывающей всю напорную камеру реактора. Внутренняя поверхность чаши облицована листами из молибденового сплава.Отдельные аспекты поведения расплавленного топлива после разрушенияТВС активной зоны рассматривались в работах [246, 23]. Однако основная проблема удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии в указанных работах не ставилась и не решена. Представленнаяниже модель [93, 119, 120, 126, 7, 87, 81, 76] разработана впервые и позволяетответить на вопрос о возможности удержания расплавленного топлива.При создании модели приняты два основных допущения:1.

Во всех подобластях расчетной области сплошная среда рассматривается как пористое тело [183].662. Тепловыделяющий слой представляется в осесимметричном приближении.Разработанная математическая модель реализована в программе БРУТ.Кроме того, для получения быстрой оценки параметров разработана одномерная математическая модель, которая реализована в программе БРУТ – О.2.1. Математическая модель удержания расплава в корпусе быстрогореактора в условиях тяжелой аварии2.1.1.

Математическое моделирование подобластей как пористых тел. Гидродинамика и теплоперенос в подобластяхРасчетная область является многосвязной (рис. 2.1). Моделируются тепловыделяющий слой; слой натрия над тепловыделяющим слоем; нижняя торцевая зона воспроизводства; газовая полость; коллекторы;напорная камера;внутрикорпусная защита; теплообменники; слой, содержащий корпус реактораи страховочный корпус; опорный пояс; проводящий слой неразрушившихсяТВС боковой зоны воспроизводства, сборок стальной и борной защиты; устройство для сбора топлива; другие внутриреакторные конструкции.

На рис. 2.1показаны фиксированные радиальные координаты отдельных зон и некоторыеаксиальные координаты.Математическое моделирование подобластей как пористых тел осуществляется с использованием законов сохранения массы, импульса и энергии, записанных в виде уравнений неразрывности, движения и энергии в цилиндрической системе координат в осесимметричном приближении, которые решаются ссоответствующими краевыми условиями.Исходная система уравнений сохранения массы, импульса и энергиипредставлена ниже [183].Уравнение неразрывностиρετ1 r rρ r εr zρ z ε  0.67Рис.

2.1. Схема расчетной области для реактора БН-800: I, III, IV – подобласти,окружающие устройство для сбора топлива; II – устройство для сбора топлива;1 – тепловыделяющий слой; 2 – натрий над тепловыделяющим слоем; 3 – центральная поворотная колонна; 4 – зона, содержащая сборки боковой зоны воспроизводства; 5 – обечайка; 6 – внутрикорпусная защита; 7 – зона с теплообменниками и насосами первого контура; 8 – подобласть с напорными трубопроводами; 9 – нижняя плита напорной камеры; 10 – напорная камера; 11 –верхняя плита напорной камеры; 12 – слой коллекторов; 13 – газовая полость;14 – нижняя торцевая зона воспроизводства68Уравнения движения теплоносителя в пористом теле z z p1     z  r ρ z   r z Az0ρ  z μr  ρg  effrz zr r z  τ r  2  μ eff  2 z  div V ,z 3 z p      ρ r  b r r  b z r     Ar0ρ  r  2μ eff r  μ eff  z  r  rz rrr z   rz  τ1 2  2μ eff ( r  r ) μ eff div V.rrr3 rУравнение энергии пористого телаρс pTTT 1  T   T  ερс p (r z )  rλ eff ,r    λ eff , z   Qv  Q .τrz r r r  z z Для твердых тел записывается уравнение нестационарной теплопроводностиc pT 1   T    T  r      . r r  r  z  z Граничные условия.

Нормальная компонента скорости на верхней поверхности теплоносителя равна нулюz  0 .Для касательной компоненты скорости на верхней поверхности теплоносителя имеем условие скольженияr 0.zНа оси симметрии для скорости z выполняется условие симметрии, аскорость r равна нулюυz 0 , r  0 .rНа твердых стенках, а также на поверхности фронта плавления накладывается условие прилипания z  r  0 .69Теплоотдача от верхней поверхности теплоносителя осуществляется излучением и естественной конвекцией газаλT4 αT  Tout   ε eff σSB T 4  Tout.zНа внешних границах расчетной области также ставится граничное условие 3-го рода с учетом излучения, которое учитывается в k eff :T k eff T  Tout  .NНа оси симметрии выполняется условие симметрии для температурыT0.rНачальные условия.υz 0, r, z   υzi0 , υr 0, r, z   υri0 ,p0 , r , z   p0 ,T 0, r*, z *   Tm ,st , T 0 , r , z   Ti 0 .Отметим, что коэффициент анизотропии инерционных сил составляетb  2  ε , где ε – пористость пучка.2.1.2.

Характеристики

Список файлов диссертации