Введение к работе
Актуальность работы. Одной из главных задач, стоящих перед ядерной энергетикой в первой половине XXI века, является обеспечение высокого уровня безопасности и надежности АЭС. Оценка безопасности любой действующей атомной станции должна содержать анализ запроектных аварий.
Одним из наиболее опасных видов запроектной аварии является тяжелая авария, приводящая к разрушению или плавлению активной зоны реактора. При тяжелой аварии АЭС с реактором типа ВВЭР характерны: нарушение адекватного охлаждения активной зоны, разогрев твэлов и элементов внутрикорпусных конструкций, интенсивное окисление металлических конструкций, расплавление и разрушение активной зоны, интенсивная генерация пара, образование и горение водорода. Существенное место в сценариях тяжелых аварий на АЭС занимает рассмотрение взрывных явлений, способных разрушить контейнмент. Одним из таких явлений является паровой взрыв, когда расплав активной зоны реагирует взрывным образом с остатками воды в корпусе или шахте реактора.
Современный анализ безопасности АЭС корпусного типа для случая тяжелых аварий требует применения не только системных кодов для анализа динамических процессов в реакторной установке и контеинменте, таких как RELAP5, КОРСАР, MELCOR, СОКРАТ, КУПОЛ, но и разработки детальных расчетных инструментов для анализа отдельных процессов и явлений, реализующихся в ходе аварии. К настоящему времени уже разработаны и используются такого рода детальные отечественные коды: СВЕЧА, ГЕФЕСТ, FIRECON и др. Однако, до последнего времени в России не было расчетных кодов для анализа парового взрыва при тяжелой аварии.
В ведущих зарубежных исследовательских центрах создан целый ряд расчетных кодов для численного моделирования процессов предварительного перемешивания расплава с охладителем и распространения волны термической детонации. Эти коды используются для оценки последствий парового взрыва для зарубежных АЭС, в Россию они не передавались.
Все вышесказанное определяет актуальность создания и развития отечественных кодов, предназначенных для моделирования различных стадий парового взрыва в ходе комплексного анализа тяжелой аварии на АЭС корпусного типа с водой под давлением.
Цель работы состоит в разработке, валидации и применении расчетного кода, предназначенного для анализа процессов взаимодействия высокотемпературного расплава активной зоны с охладителем на стадии предварительного перемешивания.
Основными задачами исследования являются:
разработка математической модели, описывающей процесс взаимодействия расплава с охладителем;
разработка и реализация в расчетном коде численного метода решения системы дифференциальных уравнений математической модели;
валидация кода на результатах крупномасштабных интегральных экспериментов с реальным кориумом.
численное моделирование взаимодействия кориума с охладителем в условиях тяжелой аварии в шахте реактора.
Научная новизна. В диссертационной работе:
На основе методов механики многофазных сред создана математическая модель, описывающая взаимодействие кориума с водой, учитывающая присутствие и образование неконденсирующегося газа. В рамках этой модели разработаны модели окисления компонентов расплава материалов активной зоны, обмена излучением, динамики затвердевания капель расплава.
На основе математической модели создан расчетный код VAPEX-P для проведения анализов взаимодействия расплава с охладителем.
3. Выполнена валидация разработанного кода, в том числе и на
крупномасштабных экспериментах с реальным кориумом. Продемонстрирована
адекватность расчетов, выполненных кодом.
4. Выполнен модельный расчет взаимодействия кориума с охладителем в
условиях тяжелой аварии на АЭС с реактором типа ВВЭР.
Достоверность результатов проведенных исследований подтверждается:
применением общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании математических моделей;
использованием апробированных корреляций и соотношений для описания трения и тепло-массообмена между фазами;
проверкой используемых методик на специальных тестовых задачах;
сравнительным анализом результатов расчетов по разработанному компьютерному коду с известными экспериментальными данными.
Практическая ценность проведенного исследования состоит в применении разработанного и валидированного расчетного кода VAPEX-P для анализа взаимодействия высокотемпературного расплава активной зоны с охладителем. С помощью кода можно проводить оценки энергетического, механического и др. взаимодействия кориума с водой в ходе комплексного анализа развития тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР. Упрощенный вариант кода в качестве отдельного модуля включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов СОКРАТ для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР, который в настоящее время аттестован в Ростехнадзоре РФ.
Все основные этапы исследования выполнялись по согласованным техническим заданиям и договорам с РНЦ "Курчатовский институт", ОКБ "Гидропресс", ИБРАЭ РАН, Концерном "Росэнергоатом", в рамках совместного с ВНИИЭФ проекта, финансируемого Международным научно-техническим центром, по госконтрактам с Минобрнауки РФ №Ш82, №П966, №П967, №14.740.11.0093, по отдельным контрактам с Европейским объединенным исследовательским центром. Часть результатов получена в рамках проектов, поддержанных Российским фондом фундаментальных исследований.
Положения, выносимые на защиту:
1. Математическая модель, численный метод и расчетный код VAPEX-P для
анализа стадии предварительного перемешивания расплава материалов активной зоны с охладителем.
Результаты валидации расчетного кода на данных экспериментов по перемешиванию высокотемпературных расплавов, включая реальный кориум, с водой.
Расчет взаимодействия кориума с охладителем в условиях тяжелой аварии в шахте реактора типа ВВЭР и определение выхода водорода, образующегося в результате окисления компонентов кориума.
Личный вклад автора. Все этапы работы по разработке математической модели и численной схемы, созданию, верификации и валидации кода VAPEX-P были выполнены лично автором, либо проходили при его непосредственном участии. В частности, лично автором разработаны и реализованы в расчетном коде модель, описывающая струю расплава, модели первичной и вторичной фрагментации расплава, модель теплообмена излучением, учитывающая спектральные свойства воды, модель окисления металлических компонентов расплава, модель динамики затвердевания капель расплава, учитывающая температурный профиль внутри капли.
Непосредственно автором выполнены расчеты и анализ тестовых задач и экспериментов, на которых производилась валидация кода VAPEX-P.
Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на 3-й Международной конференции по многофазным течениям (Лион, Франция, 1998), на семинаре "Математические модели для исследования и обоснования характеристик оборудования и ЯЭУ в целом при их создании и эксплуатации» (Сосновый Бор, 2000), на Международном симпозиуме по достижениям в компьютерном моделировании процессов теплообмена (Марракеш, Марокко, 2008) и ряде других.
Публикации. Основные положения и результаты диссертационной работы изложены в 14 публикациях.
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 113 наименований. Диссертация содержит 197 страниц текста, в том числе 67 рисунков и 8 таблиц.
