Введение к работе
Актуальность темы диссертационной работы обусловлена необходимостью анализа и обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, в том числе обоснования повышенной безопасности реакторов нового поколения. Дальнейшее развитие ядерной энергетики невозможно без обеспечения достаточно высокого уровня безопасности. При разработке стратегии развития крупномасштабной ядерной энергетики сформулировано ключевое положение «естественной безопасности» - «исключение аварий, требующих эвакуации, а тем более отселения населения, а также выводящих из хозяйственного использования значительные территории», что предполагает достижение нового, более высокого уровня безопасности.
Аварии на АЭС «Три-Майл-Айленд» (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (CCCР, 1986 г.) привели к осознанию необходимости анализа запроектных аварий в проектах АС. По российским нормативным документам для обоснования безопасности АС требуется выполнить анализ запроектных аварий. В проектах предусмотрены меры управления запроектными авариями.
Практически невозможно воспроизвести на АЭС полный спектр постулированных аварийных ситуаций. Главным средством анализа процессов при развитии аварии в реакторе и в масштабах реакторной установки (РУ) является расчетный анализ, носящий характер теоретического предсказания. Развитие аварии с частичным или полным расплавлением активной зоны и ее последствия в значительной мере определяются тепло – и массообменными процессами в 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 целью прогнозирования последствий аварий.
Разработка математических моделей и программ для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах осуществляется в течение многих лет. Основной груз проектирования систем безопасности АЭС лег на предприятия Главного конструктора – АО «ОКБМ Африкантов» и Генерального проектировщика – в настоящее время АО «АТОМПРОЕКТ». Большой вклад в обоснование безопасности отечественных быстрых реакторов внесла лаборатория расчетно-теоретических исследований безопасности АЭС Физико-энергетического института. Активная работа российских и 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 диссертационной работы заключалась в разработке математических моделей, алгоритмов и программ и получении результатов расчетов для обоснования безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем.
Для достижения поставленной цели решены следующие задачи:
разработан комплекс математических моделей различного уровня для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии;
разработана математическая модель для расчета параметров реактив-ностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах;
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 тестирования программ;
выполнено расчетное сопровождение экспериментов в обоснование безопасности 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, особенности протекания запроектных аварий в быстрых натриевых реакторах.
Методы исследования. 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 возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии;
в создании гомогенно-диффузионной и гетерогенной математических моделей стратификации компонент расплава при тяжелой аварии, а также модели движения пузыря пара переменной массы в жидкости, входящих в состав математической модели для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии;
в разработке математической модели для расчета параметров реактив-ностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, в которой движение материалов реактора описывается в двумерной геометрии;
в создании методик для расчетного сопровождения экспериментов в обоснование 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 и прочностного расчета термочувствительного элемента и определения времени до его разрушения;
в получении аналитических решений ряда задач;
в результатах расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности:
определено время проплавления оболочки имитатора твэла на стенде
«Плутон». Показано, что выполняется условие разрушения оболочки имитатора
твэла под действием термических напряжений;
проведено расчетное исследование разрушения оболочки твэла под
действием напряжений и проплавления в зависимости от режима охлаждения
твэла при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия;
определено время до разрушения термочувствительного элемента
устройства самосрабатывающего температурного (УС-Т);
- в получении на базе математической модели разгона реактора на мгно
венных нейтронах результатов расчета аварийного процесса в активной зоне
быстрого реактора;
- в выявлении на базе математической модели удержания расплава в
корпусе быстрого реактора в условиях тяжелой аварии особенностей развития
запроектных аварий с тяжелыми повреждениями активной зоны в реакторах
типа БН большой и малой мощности.
Достоверность научных положений и выводов, сформулированных в диссертации, 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 задач обоснованных 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 большой
мощности, получении аналитических решений задач, имеющих теоретическое значение, а также новых данных о протекании запроектных аварий.
Практическая значимость работы. Созданы и верифицированы вычислительные программы, с помощью которых выполнен расчетный анализ запро-ектных аварий в быстрых натриевых реакторах. Выполненная работа позволила внести существенный вклад в обоснование безопасности реакторов типа БН. Материалы диссертационной работы (математические модели, результаты численного анализа) вошли в основополагающий труд по безопасности реакторов на быстрых нейтронах И.А. Кузнецова, В.М. Поплавского (Кузнецов И.А., По-плавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / Под общей редакцией члена-корреспондента АН РФ В.И. Рачкова – М.: ИздАт, 2012. – 632 c.).
Практическая ценность работы. Модели автора можно использовать для анализа безопасности реакторов других типов. В работе проведен расчетный анализ запроектных аварий в реакторах типа БН различной мощности. Результаты расчетных исследований использовались при проектном обосновании безопасности быстрых реакторов. Практическая ценность подтверждается разработкой на основе предложенных алгоритмов вычислительных программ, защищенных Свидетельствами о регистрации программ для ЭВМ [40,41].
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, а также АО «ОКБМ Африкантов» - организацией Главного конструктора РУ БН и АО «ГНЦ НИИАР». Практическое использование результатов в проектах БН подтверждается работами автора [6,9,13-16,5,17,18,20,21,23,24,26-28,30-32,35, 36]. После выпуска отчета по углубленной оценке 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 решения ряда задач, полученные в диссертационной работе, использовались для тестирования кодов БРУТ и ANPEX. Разработанная расчетная методика применялась для определения времени до разрушения термочувствительного элемента УС-Т.
Теоретические и прикладные результаты, изложенные в диссертационной работе, получены автором в рамках исследований по теме «Расчетный анализ запроектных аварий» договора с ПКФ концерна Росэнергоатом № 3768 «Разработка отчета по углубленной оценке безопасности (ОУОБ) энергоблока № 3 Белоярской АЭС» в 2008 г., теме «Разработка и верификация программных мо-
дулей 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 реактором БН-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 верификационного отчета по программе ANPEX» договора с ОАО «ОКБМ Африкан-тов» № 3450 «Верификация и аттестация программных средств для лицензирования ввода энергоблока № 4 БелАЭС в эксплуатацию» в 2009 г., темам «Адаптация расчетной методики для описания экспериментальных исследований на стенде «Плутон». Верификация уточненного варианта методики» и «Обоснование конструкции поддона (плоская конфигурация) реактора БН-1200 с точки зрения образования вторичной критичности» государственного контракта № H.4x.45.90.12.1156 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 2012 года» и теме «Описание применения программы БРУТ» договора c ОАО «ОКБМ Африкантов» № 4465 «Верификация и аттестация программных средств для лицензирования ввода энергоблока № 4 БАЭС в эксплуатацию» в 2012 г., теме «Расчетное исследование в обоснование работоспособности и характеристик устройства для сбора топлива в реакторе БН-1200» договора с ОАО «ОКБМ Африкантов» № 5845 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 2013-2015 годов» в 2013 г., теме «Проведение расчетов запроектной аварии ULOF для новой компоновки гибридной активной зоны БН-800» договора с ОАО «ОКБМ Африкантов» № 5890 «Выполнение расчетов по обоснованию безопасности БН-800 с гибридной активной зоной с MOX-топливом», теме «Расчетно-теоретическое обоснование механизмов деградации оболочек твэлов» договора с ОАО «ОКБМ Африкантов» № 5845 (государственный контракт № Н.4х.44.90.13.1149 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 2013-2015 годов») и теме «Расчетный анализ возможности образования критических масс при гипотетических авариях с разрушением активной зоны РУ МБИР» договора с АО «ГНЦ НИИАР» № 5767 «Расчетные исследования в обоснование безопасности ИЯУ МБИР» в 2014 г., темам «Подготовка верификационного отчета и проекта аттестационного паспорта кода БРУТ и передача кода на аттестацию» и «Второй этап верификации кода ANPEX. Выпуск верификационного отчета, корректировка инструкции для пользователя. Подготовка проекта аттестационного паспорта и передача кода на аттестацию» госконтракта № Н.4х.44.9Б.14.1031 «Разработка, верификация и подготовка к аттестации проектных кодов для выполнения проектно-конструкторских работ и обоснова-
ния безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах.
Этап 2014-2015 годов», теме «Экспериментальные исследования динамики срабатывания УС–Т стержня ПАЗ–Т в среде жидкого натрия» договора с АО «ОКБМ Африкантов» №20/854507/К03/5780 (государственный контракт № Н.4х.44.90.13.1149 «Проведение комплекса НИОКР в обоснование разработки реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Этап 2013-2015 годов») в 2015 г., теме «Комплексный анализ тяжелых аварий» договора с АО «ОКБМ Африкантов» № 00000000177064133482/20/854516К01/6508 (государственный контракт № Н.4х.44.9Б.16.1032 «НИОКР в обоснование разработки систем и оборудования реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем») в 2016 г., а также темам ряда других хоз. договоров.
Личный вклад автора. Автор диссертации выполнил весь комплекс рас-четно-теоретических работ, составляющих ее содержание. Лично автором разработаны все математические модели, алгоритмы и программы, получены математические решения, проведена верификация программ, выполнены расчеты и анализ полученных результатов. Автор диссертации осуществлял расчетное сопровождение экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности.
Во всех печатных работах в рецензируемых научных изданиях, рекомендованных ВАК, а также в подавляющем большинстве остальных работ, опубликованных в соавторстве, автору принадлежит основная роль.
Автор благодарит Сорокина А.П. за научные консультации по работе, академика РАН Леонтьева А.И., Артемьева В.К., Ашурко Ю.М., Загорулько Ю.И., Кебадзе Б.В., Кириллова П.Л., Кузнецова И.А., Морозова А.В., Поплавского В.М., Привезенцева В.В., Пыльченкова Э.Х., Юрьева Ю.С. за обсуждение различных аспектов работы.
Положения, выносимые на защиту.
-
Математическая модель для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии и разработанный на основе данной модели код БРУТ.
-
Гомогенно-диффузионная и гетерогенная математические модели стратификации компонент расплава при тяжелой аварии, а также модель движения пузыря пара переменной массы в жидкости, входящие в состав математической модели для исследования возможности удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии.
-
Одномерная математическая модель для определения времени про-плавления конструкций и разработанный на основе данной модели код БРУТ – O.
-
Математическая модель для расчета параметров реактивностной аварии в быстром реакторе с натриевым теплоносителем, обусловленной разгоном реактора на мгновенных нейтронах, и созданный на основе данной модели код ANPEX.
-
Верификация и тестирование кодов БРУТ и ANPEX.
-
Расчетная методика для моделирования явлений, протекающих на стенде «Плутон» при разрушении оболочек имитаторов твэлов; расчетная методика для исследования механизмов деградации оболочек твэлов ТВС быстрых реакторов при аварии с неконтролируемой потерей расхода натрия; методика для теплового и прочностного расчета термочувствительного элемента и определения времени до его разрушения.
-
Аналитические решения ряда задач теплопроводности и нейтронной кинетики (подробнее ниже при изложении пятой главы диссертации).
-
Результаты расчетного сопровождения экспериментов в обоснование безопасности реактора БН большой мощности.
-
Результаты расчета аварийного процесса в активной зоне реактора БН-600 при разгоне его на мгновенных нейтронах.
10. Результаты расчетного анализа тяжелых запроектных аварий в реак
торах типа БН большой и малой мощности.
Апробация работы. Основные результаты диссертационной работы докладывались на: ХIII Школе-семинаре молодых ученых и специалистов под руководством академика РАН А.И. Леонтьева (Санкт – Петербург, 2001 г.); отраслевой конференция «Теплофизика-2001» (Обнинск, 2001 г.); XII, XIII и XV школах - семинарах по проблемам физики реакторов в МИФИ (Москва, 2002, 2004, 2008 гг.); Российской межотраслевой конференции «Теплофизика-2002» (Обнинск, 2002 г.); Российском научно-техническом форуме «Ядерные реакторы на быстрых нейтронах» (Обнинск, 2003 г.); VII, VIII, IX, X, XII, XIII, XIV Международной конференции «Безопасность АЭС и подготовка кадров» (Обнинск, 2001, 2003, 2005, 2007, 2011, 2013, 2015 гг.); V Минском международном форуме по тепло-и массобмену (Минск, 2004 г.); международной конференции «Fifty Years of Nuclear Power - the Next Fifty Years» (Обнинск, 2004 г.); VI Международном конгрессе по математическому моделированию (Нижний Новгород, 2004 г.); межотраслевой тематической конференции «Теплофизика-2005» (Обнинск, 2005 г.); IV, V, VI Российской национальной конференции по теплообмену (Москва, 2006, 2010, 2014 гг.); 20-й международной конференции по теории переноса ICТT-20 (Обнинск, 2007 г.); межведомственном семинаре «Теплофизика-2007» (Обнинск, 2007 г.), Восьмой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК – 2012) (Москва, 2012 г.); научных сессиях НИЯУ МИФИ (Москва, 2013, 2014 гг.); международной конференции «Fast Reactors and
Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios FR13» (Франция, Париж, 2013 г.); научно-технических конференциях «Теплофизика-2011», «Теплофизика-2012», «Теплофизика-2013», «Теплофизика-2014», «Теплофизика-2015» (Обнинск, 2011, 2012, 2013, 2014, 2015 гг.); рабочей группе WG3 (Россия – Франция) (Обнинск, 2014 г.); Десятой международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК – 2016) (Москва, 2016 г.).
Публикации. Основные научные результаты диссертации изложены в 15 печатных работах в рецензируемых научных изданиях, рекомендованных ВАК [1-15]. По теме диссертации опубликованы также 4 печатные работы в других рецензируемых научных изданиях [16-19], 21 в сборниках трудов Международных и 35 Всероссийских научно-технических конференций, 19 в сборниках работ и трудах. Список публикаций автора по теме диссертации включает 12 статей в изданиях, входящих в международные реферативные базы данных и системы цитирования (Scopus, WEB of Science, Springer, zbMATH), в том числе 3 статьи в изданиях, индексируемых в базах данных WEB of Science и SCOPUS [15,8,9], и 9 в изданиях, индексируемых в базе SCOPUS [1-4,6,11-14]. Материалы диссертации опубликованы также в 8 препринтах. Всего по теме диссертации опубликованы 102 печатные работы. Получены 2 свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте [40,41].
Структура диссертации. Диссертация состоит из введения, пяти глав, заключения, библиографического списка использованной литературы, приложения. В приложении приведены свидетельства о регистрации программ для ЭВМ в Роспатенте. Диссертация изложена на 304 страницах, содержит 59 рисунков, 6 таблиц, список литературы из 277 наименований на 34 страницах. Весь материал, содержащийся в диссертации, получен и представлен автором лично.