Диссертация (781854), страница 3
Текст из файла (страница 3)
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;− в разработке математической модели для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловлен-13ной 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:● решена задача нестационарной теплопроводности ограниченного кольцевого цилиндра с непрерывно действующими источниками тепла, зависящимиот координат и времени, помещенного в среду с переменной во времени температурой, с граничными условиями третьего рода на четырех границах и зависящей от координат начальной температурой;● 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;● решена задача определения температуры теплоносителя по длине и радиусу трубки теплообменника, в которой течет теплоноситель с постояннойскоростью, а боковая поверхность омывается жидкостью с переменной во времени температурой.
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;14● получено точное аналитическое решение уравнений кинетики с учетомодной средневзвешенной группы запаздывающих нейтронов при линейном вовремени вводе реактивности;● получено решение третьей краевой задачи определения температурногополя в круглой пластине с эксцентричным отверстием;● получено решение третьей краевой задачи определения температурногополя в стержне конечной длины с эксцентричным кольцевым сечением.● получено решение задачи определения температуры в шаре, помещенном в жидкость, температура которой не зависит от координаты, но изменяетсяво времени;− в результатах расчетного сопровождения экспериментов в обоснованиебезопасности 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. Показано, чтосоотношение между напряжениями от давления газообразных продуктов деления и окружными и меридиональными температурными напряжениями можетизменяться в широком диапазоне.
Согласно разработанной расчетной моделивремя до разрушения оболочки под действием рассмотренных механизмов существенно зависит от условий охлаждения твэла;● определено время до разрушения термочувствительного элементаУС-Т;− в получении на базе математической модели разгона реактора на мгновенных нейтронах результатов расчета аварийного процесса в активной зонебыстрого реактора;15− 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 быстрых натриевых реакторах, разработке методик, применявшихся при расчетном сопровождении экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большоймощности, 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 [145].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 раз-16работкой на основе предложенных алгоритмов вычислительных программ, защищенных Свидетельствами о регистрации программ для ЭВМ [16,202].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 [87,94,104,119,47,76,80,120,7,71,234,78,113,131,82,81,89,115,123,126,129,6,85,103]. После выпуска отчета по углубленнойоценке безопасности (ОУОБ) энергоблока БН-600 с участием автора и проведения других обосновывающих работ было принято решение о продлении проектного срока эксплуатации реактора на десять лет. Аналитические решенияряда задач, полученные в диссертационной работе, использовались для тестирования кодов БРУТ и ANPEX.
Разработанная расчетная методика применяласьдля 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 модулей 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 верифи-17кационного отчета по программе ANPEX» договора с ОАО «ОКБМ» № 3450«Верификация и аттестация программных средств для лицензирования вводаэнергоблока № 4 БелАЭС в эксплуатацию» в 2009 г., темам «Адаптация расчетной методики для описания экспериментальных исследований на стенде«Плутон»».
Верификация уточненного варианта методики» и «Обоснованиеконструкции поддона (плоская конфигурация) реактора БН-1200 с точки зренияобразованиявторичнойкритичности»Государственногоконтракта№ H.4x.45.90.12.1156 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем» и теме «Описание применения программы БРУТ» договора c ОАО «ОКБМ» № 4465 «Верификация и аттестация программных средств для лицензирования ввода энергоблока № 4 БАЭС в эксплуатацию» в 2012 г., теме «Расчетное исследование вобоснование работоспособности и характеристик устройства для сбора топливав реакторе БН-1200» договора с АО «ОКБМ Африкантов» № 5845 «Проведениекомплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах снатриевым теплоносителем.
Этап 2013-2015 годов» в 2013 г., теме «Проведениерасчетов запроектной аварии ULOF для новой компоновки гибридной активнойзоны БН-800» договора с АО «ОКБМ Африкантов» № 5890 «Выполнение расчетов по обоснованию безопасности БН-800 с гибридной активной зоной сMOX-топливом», теме «Расчетно-теоретическое обоснование механизмов деградации оболочек твэлов» договора с АО «ОКБМ Африкантов» № 5845 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрыхнейтронах с натриевым теплоносителем.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
