Диссертация (781854), страница 2
Текст из файла (страница 2)
Основные положения «Стратегии - 2000» сохраняются и в настоящеевремя.Современная технологическая база ядерной энергетики России на основереакторов ВВЭР достаточна, однако потенциал ее в решении долгосрочныхстратегических проблем страны ограничен из-за несоответствия уровня безопасности требованиям к крупномасштабной ядерной энергетике, ограниченныхресурсов природного урана, накопления ОЯТ и проблем его транспортировки ихранения [171].
Позиция России, сформулированная в «Стратегии - 2000» иразвитая в [169,1], ориентирована на освоение замкнутого ЯТЦ. Она основанана концепции создания крупномасштабной ядерной энергетики, которая можетбыть развита на быстрых реакторах умеренной энергонапряженности без избыточного производства плутония. При этом важным является полное внутреннее8воспроизводство плутония в активной зоне с плотным теплопроводным топливом равновесного состава. В целом концепция структуры ядерной энергетикина базе замкнутого ЯТЦ с быстрыми реакторами удовлетворяет основным требованиям формирования крупномасштабной ядерной энергетики [171].Новый этап в развитии технологий ЗЯТЦ с быстрыми реакторами в России начался с разработки и принятия в 2010 г.
правительством РФ программыисследований по новой технологической платформе ядерной энергетики в рамках Федеральной целевой программы (ФЦП) «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на перспективу до 2020 г.» (далее Программа) [201], а также Проекта Комиссии при Президенте Российской Федерации по модернизации и технологическому развитию экономики России «Новаятехнологическая платформа: замкнутый ядерный топливный цикл и реакторына быстрых нейтронах» [170].
Основная цель ФЦП − «разработка ядерныхэнерготехнологий нового поколения на базе реакторов на быстрых нейтронах сзамкнутым ядерным топливным циклом для атомных электростанций, обеспечивающих потребности страны в энергоресурсах и повышение эффективностииспользования природного урана и отработавшего ядерного топлива».
Выполнение Программы осуществляется в два этапа. Первый этап (2010 – 2014 гг.)завершен. На втором этапе (2015 – 2020 гг.) планируется, в частности, построение опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем и опытно-промышленного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем, атакже многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронахМБИР. Таким образом, ФЦП предусматривает разработку технологий быстрыхреакторов со свинцовым, свинцово-висмутовым и натриевым теплоносителем.В настоящее время реактор БН-600 в составе 3-го блока Белоярской АЭСуспешно эксплуатируется в промышленном режиме.
Завершено сооружение реактора БН-800 в составе 4-го энергоблока Белоярской АЭС, осуществлен вводэнергоблока в эксплуатацию.9Реактор БН-800 отличается от реактора БН-600 рядом значительных усовершенствований, направленных на повышение надежности и безопасности, вчастности [145]:● изменена конструкция активной зоны реактора, в которую для уменьшения натриевого пустотного эффекта реактивности вместо верхнего воспроизводящего экрана в выходную часть ТВС введена натриевая полость в сочетании с последовательно размещенным поглощающим экраном;● система аварийной защиты из 9 поглощающих стержней, функционирующих на активном принципе (размыкание удерживающих их электромагнитных муфт по сигналу аварийной защиты), дополнена тремя гидравлическивзвешенными в потоке натрия поглощающими стержнями, работающими напассивном принципе;● в нижнюю часть корпуса реактора введено устройство для удержаниярасплавленной активной зоны;● для повышения надежности традиционная схема аварийного теплоотвода от реактора через основные контура и парогенераторы дополнена независимой системой аварийного теплоотвода через воздушные теплообменники,подключенной ко второму контуру параллельно парогенераторам.Следующий отечественный реактор на быстрых нейтронах БН-1200 разрабатывался как реактор 4-го поколения.
В проекте БН-1200 используется рядусовершенствований, направленных на повышение безопасности энергоблока[145]. В совокупности принятые усовершенствования позволяют снизить вероятность тяжелого повреждения активной зоны до 10-6 1/год, что на порядок ниже требований нормативных документов по безопасности АЭС, уменьшить эффективные дозы облучения персонала и населения.Актуальность работы обусловлена необходимостью анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в томчисле обоснования повышенной безопасности реакторов нового поколения.Дальнейшее развитие ядерной энергетики невозможно без обеспечения доста-10точно высокого уровня безопасности.
При разработке стратегии развития крупномасштабной ядерной энергетики сформулировано ключевое положение «естественной безопасности» − «исключение аварий, требующих эвакуации, а темболее отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории», что предполагает достижение нового, болеевысокого уровня безопасности [170].Аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.) и на ЧернобыльскойАЭС (CCCР, 1986 г.) привели к осознанию необходимости анализа запроектныхаварий в проектах АС. Для полноты анализа необходимо рассматривать авариис множественными отказами и ошибками. Такие аварии с множественными маловероятными отказами и ошибками, выходящими за границы проектногопринципа единичного отказа, получили название запроектных [145]. По российским нормативным документам для обоснования безопасности АС требуется выполнить анализ запроектных аварий.
В проектах предусмотрены мерыуправления запроектными авариями [190].Практически невозможно воспроизвести на АЭС полный спектр постулированных аварийных ситуаций. Главным средством анализа процессов при развитии аварии в реакторе и в масштабах реакторной установки является расчетный анализ, носящий характер теоретического предсказания [146]. Развитиеаварии с частичным или полным расплавлением активной зоны и ее последствия в значительной мере определяются тепло – и массообменными процессамив активной зоне и внутри корпуса реактора. Возникает актуальная научная проблема – создание моделей для расчетного анализа запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в быстрых натриевых реакторах с цельюпрогнозирования последствий аварий.Разработка математических моделей и программ для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется втечение многих лет.
Ведущая роль в упомянутой деятельности принадлежиторганизации Научного руководителя – АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» (Обнинск) и11ИБРАЭ РАН (Москва). Основной груз проектирования систем безопасностиАЭС лег на предприятия Главного конструктора – АО «ОКБМ Африкантов» иГенерального проектировщика – в настоящее время Санкт-Петербургское отделение АЭП. Большой вклад в обоснование безопасности отечественных быстрых реакторов внесла лаборатория расчетно-теоретических исследований безопасности АЭС Физико-энергетического института.
Активная работа российскихи зарубежных специалистов по разработке более совершенных моделей и программ для анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым охлаждением в течение многих лет подтверждает актуальность данной работы.Цель и задачи диссертационной работы. Работа выполнена с цельюразработки математических моделей, алгоритмов и программ и получения результатов расчетов для обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:− разработан комплекс математических моделей различного уровня дляисследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии;− разработана математическая модель 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;− осуществлена разработка алгоритмов и программ на основе математических моделей автора для расчетного анализа и обоснования безопасности быстрых 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;12− 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 с натриевым 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.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
