Диссертация (781854), страница 9
Текст из файла (страница 9)
Расчеты эффективных доз облучения населения в окрестности атомной станции с быстрыми реакторами проводилисьпо разработанным в ФЭИ программам «Выброс» и «AERO» [145]. Для этих целей ИБРАЭ РАН разработал развитую программу «НОСТАДАМУС» [4].Перечисленные выше программы составили программный комплекс,обеспечивающий анализ и обоснование безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Перечень программ, используемых для расчетного анализанарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением, приведен в [145].
Большинствопрограммуказанногоперечняразработановлабораториирасчетно-теоретических исследований безопасности АЭС ФЭИ.Описанный комплекс программ использовался при разработке «Отчета поуглубленной оценке безопасности энергоблока № 3 Белоярской АЭС с реактором БН-600», которая осуществлялась в связи с подготовкой решения о продлении срока эксплуатации энергоблока, при подготовке отчета по окончательному обоснованию безопасности энергоблока № 4 Белоярской АЭС, в котором42указанному комплексу программ также отводилась важная роль.
Используетсяон и при разработке реактора на быстрых нейтронах БН-1200, к которомупредъявляются повышенные требования с точки зрения безопасности. Частьработ касается исследований запроектных аварий в реакторе.В рассмотренном комплексе программ можно выделить несколько групп,не охватывающих весь перечень: программа для анализа переходных процессовв многопетлевых, трехконтурных реакторных установках с реакторами БН(DINROS, DIN-800); программы для расчета нестационарных теплогидравлических процессов в реакторе (GRIF, HYDRON, SACTA, ND); программаSUBMELT для расчета проектной аварии, связанной с блокировкой проходногосечения ТВС активной зоны с последующим плавлением твэлов; программыдля анализа запроектных аварий (COREMELT, INTERACT, ANPEX, БРУТ).Таким образом, для анализа запроектных аварий в ФЭИ применялись иприменяются программы COREMELT, INTERACT, БРУТ, ANPEX, привлекалась программа DINROS.
Инструментами для анализа тяжелых запроектныхаварий в быстрых натриевых реакторах являются программы COREMELT,INTERACT, БРУТ, ANPEX. Математические модели кодов БРУТ и ANPEXописаны подробно во второй и третьей главах диссертации. Описание моделейи кодов COREMELT и INTERACT дано ниже.1.6. Модели и коды для анализа запроектных аварий вбыстрых реакторахВ ФЭИ разработана программа COREMELT для расчета начальной фазызапроектной аварии [255]. Код позволяет определить состояние разрушеннойактивной зоны на момент окончания начальной стадии аварии.
Определяютсяследующие наиболее важные параметры и характеристики: суммарное количество и температура расплавленного топлива; пространственное распределениерасплавленных компонентов активной зоны; доля целых твэлов и степень ихповреждения; целостность чехлов сборок; наличие и местоположение пробок из43застывших компонентов активной зоны. Первый контур реактора моделируетсяв двумерной цилиндрической геометрии в приближении пористого тела. Расчетные каналы, моделирующие ТВС, представляются в виде одномерных каналов. Моделируются наиболее важные элементы первого контура: промежуточные теплообменники и насосы.
Твэл описан в двумерной цилиндрической геометрии с учетом возможности его плавления.На основе кода COREMELT разработан код COREMELT-2D для расчетав двумерной геометрии нестационарных нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в быстром натриевом реакторе с учетом кипения натрия,плавления твэлов и перемещения расплавленных компонентов активной зоны.В расчетах код в основном привлекается к анализу начальной и переходнойстадий тяжелых аварий.
Последняя версия COREMELT-3D− версия кода, вкоторую входят двумерный теплогидравлический модуль COREMELT и трехмерный нестационарный нейтронно-физический модуль RADAR-3D.Можно отметить следующие недостатки кода COREMELT:1. В модели кода не учитывается термомеханика конструкций.2. Использование в расчетах грубой сетки на периферии расчетнойобласти.3. Большие времена счета.
Длительность расчета одного варианта наПЭВМ составляет несколько месяцев.4. Отсутствует возможность продолжения счета при аварийном останове кода.Для расчета запроектной аварии на стадии расширения используется кодINTERACT [255]. Расчетом определяются параметры теплового взаимодействия расплавленного топлива с натрием, рассчитывается динамика изменениядавления в зоне теплового взаимодействия и во всем первом контуре.Предыдущая переходная стадия запроектной аварии рассчитывается покоду COREMELT. Результаты, полученные по COREMELT, используются в качестве начальных данных для расчета по коду INTERACT.44В коде INTERACT применяется двухскоростная модель теплогидравлики.Жидкость моделируется одним вектором скорости, суммирующим две компоненты, – жидкий натрий и частички топлива.
Другим вектором скорости моделируется пар натрия.В соответствии с федеральной целевой программой «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010 – 2015 гг. и на перспективу до 2020г.» осуществляется разработка интегрального кода СОКРАТ-БН [15,168].Основное назначение кода – расчетный анализ и обоснование безопасности РУ БН с учетом выхода продуктов деления в помещения энергоблока и вокружающую среду в следующих режимах: нарушения нормальной эксплуатации; проектные аварии; тяжелые аварии с разрушением и плавлением активнойзоны.
В первой версии кода СОКРАТ-БН/B1, разработанной в 2010 – 2013 гг.,тяжелые запроектные аварии рассматриваются до стадии плавления топлива иоболочки. Во второй версии кода СОКРАТ-БН/В2 интегрирован ряд модулей, вчастности, модуль MELT-BN для расчета процессов плавления и перемещениятоплива и оболочки твэла и другие.При разработке кода СОКРАТ-БН используется опыт создания интегрального тяжелоаварийного кода СОКРАТ, предназначенного для комплексного численного моделирования тяжелых запроектных аварий при анализебезопасности реакторных установок водо-водяного типа [54,154,187]. КодСОКРАТ позволяет моделировать процессы при развитии аварии от исходногособытия до разрушения корпуса реактора.Остановимся на зарубежных кодах для анализа запроектных аварий в быстрых реакторах.В середине 70-х годов в развитии программ, предназначенных для расчета тяжелых аварий в реакторе, произошел переход к многоканальным моделямактивной зоны.
ТВС с близкими характеристиками в расчетной модели объединялись в каналы. За рубежом появились программы, осуществляющие комплексный анализ нейтронно-физических и теплогидравлических процессов в45реакторе. На международных совещаниях были представлены разработанные вСША программы SASA и MELT-IIIA [189]. Программа SASA была ориентирована, прежде всего, на расчет аварий, обусловленных нарушением охлажденияреактора, а программа MELT-IIIA – на расчет аварий с ростом его мощности. ВЕвропе для аналогичных целей были созданы программы CAPRI и FRAX[189,268].До сих пор продолжается использование одномерного многоканальногокода SAS4A [189,269,227,249]. Исходно разработка кодов семейства SAS быланачата в Аргонской национальной лаборатории, но в конце 80-х – начале 90-хразработка, усовершенствование кода стала делом международной команды сучастием специалистов Франции, Германии, Италии, Японии, России.
Код былнасыщен развитыми физическими и математическими моделями, построенными на основе обширного экспериментального материала по исследованию аварийных процессов в быстрых реакторах. В итоге, учитывая качество и возможности кода, при расчете начальной стадии аварии ULOF исследователи частопредпочитают пользоваться кодом SAS4A.В Аргонской национальной лаборатории США для анализа разрушенияактивной зоны жидкометаллических реакторов была разработана совокупностькодов SAS4A/SASSYS-1. Расчет проектных аварий и ожидаемых переходныхпроцессов без срабатывания аварийной защиты осуществляется с помощьюSASSYS-1, а оценка последствий тяжелых аварий – с помощью SAS4A.Основной недостаток кода SAS4A – его применение в силу построения поканальному принципу к анализу только начальной стадии аварии, пока не началось разрушение чехлов ТВС, после чего перемещение продуктов плавлениядаже приближенно не может описываться в рамках поканальной модели [172].Еще один недостаток кода – жесткая привязанность к поканальному разбиениюактивной зоны и, как следствие, невозможность моделирования аварийныхпроцессов в каких-либо иных объектах, например, в отдельной ТВС.46В США была разработана программа SIMMER-II для описания пространственного перемещения продуктов разрушения активной зоны реактора [189].Следующая версия кода SIMMER-III – двумерный код с эйлеровским описанием динамики жидкости, соединенный с моделью твэла и с моделью пространственно-временной кинетики реактора [145,247].
Была разработана трехмернаяверсия – код SIMMER-IV [276]. Код содержит три элемента: модель динамикижидкости, модель структуры (твэлов) и модель нейтроники. Уравнения динамики жидкости дополняются уравнениями состояния материалов активной зоны.Для аварии в отдельных ТВС разработан ряд кодов: SURFASS [203,213],PHYSURA-GRAPPE [245], FRAX [259].Код SURFASS разработан для расчетного анализа аварии с полной мгновенной блокировкой проходного сечения отдельной ТВС в реакторе RNR 1500.Он моделирует кипение натрия, плавление и перемещение оболочек твэлов итоплива, образование блокировок, бассейна расплава, проплавление чехла ТВС.Модели перемещения в коде являются феноменологическими: направление искорость перемещения задаются в соответствии с критериями, полученными изанализа экспериментов.
Код SURFASS верифицирован на экспериментах BE+1,BE+2, BE+3 на реакторе SCARABEE [256,203]. Термомеханическая модель,рассматривающая деформацию и разрыв чехла аварийной ТВС, проверена наданных экспериментов COTHAA, модель термической эрозии чехла, контактирующего с бассейном из расплавленных или кипящих материалов активной зоны, − на данных экспериментов BE+1 и BE+3 [270].1.7. Модели перемещения и удержания расплава в корпусе быстрогореактора при тяжелой аварииВ ОКБМ (г.
Нижний Новгород) была разработана модель для анализапродвижения тепловыделяющей массы из активной зоны в направлении днищакорпуса реактора в результате проплавления нижележащих конструкций настадии послеаварийного отвода тепла. Оценка времени проплавления конст-47рукций проводилась с использованием простых балансных соотношений.Предполагалось, что фронт плавления под тепловыделяющей массой являетсяплоским. В модели не учитывался аксиальный теплоотвод натрием, находящимся под активной зоной. Учитывалась зависимость остаточного энерговыделения от времени.Позднее появилась модель длительного опускного продвижения тепловыделяющей массы в нижнюю часть корпуса реактора для определения глубины и времени ее продвижения.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
