Введение к работе
Актуальность темы. Требования, предъявляемые в настоящее время к детализации теплогидравлических расчетов, проводимых в обоснование безопасной эксплуатации существующих и вновь проектируемых реакторных установок, определяют необходимость разработки новых методов их расчета. В первую очередь, это касается учета влияния большого количества взаимозависимых конструктивных и технологических факторов, которые должны учитываться с одновременным обеспечением высокой точности и достоверности результатов расчета и оперативности их получения. Результаты теплогидравлических расчетов активной зоны служат исходными данными для расчета нейтронной физики, термомеханики твэ-лов и ТВС, скорости коррозионных процессов. Расчет теплогидравлики реакторных установок - исключительно сложная и актуальная задача.
Расчет еще более усложняется, если разрабатываются тренажерные системы типа «полномасштабный тренажер» (ПМТ) или «функционально-аналитический тренажер» (ФАТ), которые должны моделировать теплогидравлические процессы в режиме реального времени.
При проведении теплогидравлического расчета активной зоны ядерного реактора используются четыре модельных представления: модель локальных параметров, поканальная модель (метод ячеек), модель пористого тела и модель изолированного канала. Каждое из этих представлений имеет свои преимущества и недостатки.
Всем современным требованиям удовлетворяет модель локальных параметров, в последнее время широко используемая для расчета теплогидравлики ядерных реакторов и элементов оборудования первого и второго контуров. Получение расчетных оценок теплогидравлических характеристик связано с большими, а порой и просто неприемлемыми временами счета, даже с использованием современных многопроцессорных и многоядерных компьютеров.
Применение для расчета модели пористого тела или поканалыюй методики приводит к необходимости использования большого числа различных замыкающих констант, определение которых возможно только путем проведения весьма дорогостоящих и кропотливых экспериментов. Это приводит к значительному увеличению материальных затрат для получения окончательного результата, что также не всегда
является возможным. Отсутствие константного обеспечения для расчета «нестандартных» (не подкрепленных экспериментами) ситуаций делает оба подхода неприменимыми для прогнозирования развития нештатных и аварийных ситуаций. Эти методы не требуют больших вычислительных ресурсов, что является положительным качеством обоих подходов.
Модель изолированного канала является «старейшей» методикой расчета реакторных установок. Использование этого подхода не позволяет провести оценку процессов тепломассопереноса во всей активной зоне, что не удовлетворяет современным требованиям, предъявляемым к расчету реакторных установок.
Таким образом, задача разработки новой методики расчета, объединяющей в себе положительные качества всех упомянутых выше методик, является актуальной.
Цель работы состоит в разработке струйной методики расчета активных зон ЯЭУ и ее верификации на опытных данных, полученных на действующих энергоблоках и модельных сборках реакторов различных типов.
Основные задачи исследования
-
Создание на основе обобщенного преобразования Прандтля-Мизеса математической модели течения теплоносителя в активных зонах ядерных реакторов с бесчехловыми ТВС с учетом физических механизмов воздействия на теплоноситель, включая случай частичной блокировки части их проходного сечения.
-
Разработка метода расчета теплогидравлики модельной ТВС с неравномерным энерговыделением и шагом решетки для течений с жидкометаллическим теплоносителем.
-
Обоснование математической модели для расчета активной части гетерогенной газопылевой мишени с учетом динамической и тепловой неравновесности фаз и объемного тепловыделения.
-
Расчетно-эксперименталыюе обоснование выражений для коэффициентов турбулентного переноса при расчете течения водяного, жидкометаллического и газодисперсного теплоносителей с учетом динамического воздействия на теплоноситель и теплогидравлической неравновесности фаз.
Научная новизна
-
Предложена и обоснована математическая модель для расчета тепломассообмена во всем объеме активной зоны ядерного реактора. Она основана на представлении движения гомогенного или гетерогенного теплоносителя как течения системы коаксиальных струй в условиях квазисвободного смешения.
-
В рамках модели выполнено обобщение преобразования Прандтля-Мизеса, позволившее численно с и использованием приближенного аналитического метода найти распределение температур на выходе из активной зоны водо-водяных реакторов, включая случаи частичной блокировки части проходного сечения.
-
Использование обобщенного преобразования Прандтля-Мизеса позволило получить хорошо согласующиеся с опытными данными распределения скоростей и температур для различных частей однородной и неоднородной модельных сборок реактора с жидкометаллическим теплоносителем. В аналитической форме получено приближенное решение для распределения скоростей и температур теплоносителя, хорошо коррелирующее с данными эксперимента и результатами численного расчета.
-
Обоснована концепция нейтронного генератора на основе газодисперсной струйной мишени. Разработана новая методика расчета газопылевых струйных течений, учитывающая динамическую и тепловую неравновесности фаз. Получено хорошо согласующееся с экспериментальными данными приближенное аналитическое решение для распределений скоростей обеих фаз и концентрации примеси вдоль оси гетерогенной струи. Выполнены вариантные расчеты выхода нейтронов для различных энергий, токов пучка и концентрации примеси, определены температурные характеристики рабочей камеры мишени.
-
Расчетно-экспериментальным путем на основании сопоставления данных эксперимента в физической плоскости и численного решения в преобразованной плоскости обоснован вид выражений для коэффициента турбулентного обмена для гомогенных и гетерогенных потоков с учетом динамической и тепловой не-равновесностей фаз.
Достоверность результатов предложенных в работе моделей и рекомендаций подтверждается результатами их верификации с использованием имеющихся экспериментальных данных, полученных на действующих энергетических установках, модельных сборках и результатах расчетов других авторов.
Практическая ценность исследований заключается в применении разработанных моделей и расчетных кодов для анализа теплогидравлических процессов в элементах оборудования АЭС и модельных сборках вновь проектируемых энергетических установок.
-
Разработанный и изложенный в диссертации метод расчета теплогидравлических характеристик активных зон позволяет проводить их расчет с учетом реальных условий эксплуатации энергоблоков и исследовательских реакторов, включая блокировки части проходного сечения, с наперед заданной степенью детализации.
-
Полученная на основании расчетов детальная информация о величинах температур, скоростей и давлений в различных точках активной зоны дает возможность своевременно принять меры во избежание возникновения аварийных ситуаций на действующих и вновь разрабатываемых энергоблоках с водо-водяными, жидкометаллическим и газовыми реакторами, внутрикорпусные устройства которых состоят из неочехленных ТВС.
-
Разработанный в работе расчетно-экспериментальныи метод получения вида выражений для коэффициентов турбулентного обмена позволит оценить вклад поперечной макроконвекции в коэффициенты межканального обмена при расчетах по поканалыюй методике.
-
Предлагаемая методика расчета дает возможность получить детальное решение с наименьшими вычислительными затратами, следовательно, применима для использования в функционально-аналитических тренажерах, которые моделируют теплогидравлические процессы в режиме реального времени.
-
Обоснована с точки зрения газодинамики и теплофизики концепция генератора нейтронов на основе гетерогенной струйной мишени. Разработана методика расчета гетерогенной неизотермической струи и генератора нейтронов с гетерогенной струйной мишенью.
На защиту выносится
-
Расчетная реализация модельного представления течения теплоносителя в активной зоне в виде системы квазисвободных коаксиальных турбулентных струй на основе обобщенного преобразования независимых переменных Прандтля-Мизеса.
-
Модификации обобщенного преобразования Прандтля-Мизеса к расчету течения жидкометаллического, водяного и газового теплоносителей в активной зоне ядерного реактора и в активной части газодисперсной струйной мишени.
-
Математическая модель и методика численного расчета гидродинамических параметров при различной степени блокирования проходной части ТВС.
-
Реализация в рассмотренных задачах расчетно-эксперименталыгого метода определения коэффициентов турбулентного обмена.
-
Результаты численного и аналитического расчетов изотермического и неизотермического течений гетерогенного теплоносителя в условиях динамической и тепловой неравновесностей фаз.
-
Результаты вариантных расчетов теплогидравлических характеристик реактора ВВЭР-1000 на различных уровнях мощности по приближенному аналитическому и численному решениям.
-
Методики численного и аналитического расчетов теплогидравлики модельной сборки с жидкометаллическим теплоносителем.
-
Расчетное обоснование концепции струйного нейтронного генератора с рабочим телом типа «газ - твердые частицы» в условиях динамической и тепловой неравновесностей фаз.
-
Результаты расчетов выхода нейтронов и распределений теплофизических параметров несущего газа и твердой примеси.
Личный вклад автора. В диссертации обобщены результаты исследований, выполненных непосредственно автором на кафедре «Теплофизика» Обнинского института атомной энергетики (ИАТЭ НИЯУ «МИФИ») по госбюджетной тематике «Расчетное и экспериментальное моделирование теплогидравлических процессов в активных зонах и контурах альтернативных и перспективных ЯЭУ». Автору принадлежит выбор как направления исследований, расчетная реализация физиче-
ской модели, математическая постановка задач, так и методик численного и аналитического решений.
Решением задач реакторной теплогидравлики автор непосредственно занимается с 1991 г. по настоящее время. За это время им разработаны все расчетные программные модули, проведена их верификация на имеющемся экспериментальном материале и выполнены практически все вариантные расчеты.
Результаты работы используются в ГНЦ РФ-ФЭИ, а также на физико-энергетическом факультете Обнинского института атомной энергетики (ИАТЭ НИЯУ «МИФИ»).
Апробация работы
Основные результаты работы докладывались и обсуждались на следующих съездах, конгрессах, конференциях, отраслевых совещаниях и семинарах:
International Conference on Nuclear Transmutation of Nuclear Power Long-Lived radioactive Waste, Obninsk, 1991;
Межведомственная конференция «Теплофизика-93», Обнинск, 1993;
Международная конференция «Ускорительная техника», ИТЭФ, Протвино, 1994;
International Conference on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications — Las Vegas, 1994;
Международная школа по моделям механики сплошной среды, С.-Петербург, 1995;
The Eighth International Conference on Emerging Nuclear Energy System, (ICENES 96), 1996;
Вторая национальная конференция по тепломассообмену, Москва, 1998;
Международный конгресс «Энергетика-3000», Обнинск 1998;
IV Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 1999;
Научно-техническая конференция «Моделирование технологических процессов в энергетике», Волжский, 1999;
I Российская конференции молодых ученых по математическому моделированию, Калуга, 2000;
VIII Всероссийский съезд по теоретической и прикладной механике, Пермь, 23-29 августа 2001;
XIII Школа-семинар молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева, С.-Петербург, 2001;
Отраслевая конференция «Теплофизика 2001». Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация). Обнинск, 2001;
Международный конгресс «Энергетика-3000», Обнинск, 2001;
Отраслевая конференция «Теплофизика-2002». Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация), Обнинск, 2002;
VIII Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2003;
IX международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2005;
Межведомственный семинар «Теплофизика-2007». Тепломассоперенос и свойства жидких металлов. Обнинск, 2007;
X Международная конференция «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, 2007;
Межведомственный семинар. «Теплофизика 2008», Теплогидравлические аспекты безопасности активных зон, охлаждаемых водой и жидкими металлами. Обнинск, 2008;
VI международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР», Подольск, 2009.
По материалам диссертации опубликовано 30 научных работ, в том числе: 14 статей в реферируемых ВАК научных журналах: «Известия вузов. Ядерная энергетика», «Инженерно-физический журнал»; в трудах международных конференций: «International Conference on Accelerator-Driven Transmutation Technologies and Applications», «Труды XIII Международная школа по моделям механики сплошной среды», «The Eighth International Conference on Emerging Nuclear Energy System, ICENES 96», «II Национальная конференция по тепломассообмену», «XIII Ікола-семинар молодых ученых и специалистов под руководством академика АН А.И. Леонтьева», «Transmutation of Nuclear Power Long-Lived radioactive faste», «VIII Всероссийский съезд по теоретической и прикладной механике», «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР»; одна статья в сборнике трудов кафедры «Общая и специальная физика» ОИАТЭ, пять статей в сборнике трудов кафедры
«Теплофизика» ОИАТЭ, шесть статей в сборниках трудов конференций «Теплофизика», проводимых ГНЦ РФ-ФЭИ.
Объем работы. Диссертация состоит из введения, шести глав основного текста со 102 рисунками, 22 таблицами, заключения и списка использованной литературы с 280 наименованиями.
