Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1 Проблемы обоснования безопасности быстрого реактора, связанные с расчетным анализом повреждений или разрушений активной зоны 16
1.1 Нарушения нормальной эксплуатации, обусловленные разгерметизацией твэлов 16
1.2 Проектная авария, вызванная блокировкой проходного сечения ТВС 20
1.3 Запроектные аварии 23
ГЛАВА 2 Методики расчета кипения натрия 31
2.1 Расчетный код BOS для детального анализа пространственного распределения паросодержания натрия в активной зоне 32
2.2 Расчетный код TWOCB 38
2.3 Демонстрация необходимости детального пространственного моделирования кипения натрия в реакторе типа БН-800 53
ГЛАВА 3 Методика расчета ННЭ, обусловленного разгерметизацией твэлов 61
3.1 Назначение и область применения кода TWOCOM 62
3.2 Математическая модель газожидкостного потока 64
3.3 Некоторые результаты верификационных расчетов 67
ГЛАВА 4 Разработка расчетных кодов для анализа тяжелых аварий, связанных с разрушением активной зоны быстрого реактора 75
4.1 Расчетный код COREMELT 76
4.2 Расчетный код SUBMELT 86
4.3 Расчетный код INTERACT 92
ГЛАВА 5 Расчетный анализ безопасности быстрого реактора при повреждении или разрушении активной зоны 95
5.1 Расчёт ННЭ, обусловленного потерей герметичности оболочки твэла и выходом в натрий газообразных продуктов деления 95
5.2 Расчет ПА, вызванной блокировкой проходного сечения ТВС 113
5.3 Расчетный анализ аварии ULOF 126
5.3.1 Расчет начальной и переходной стадий аварии в реакторе БН-600 126
5.3.2 Расчёт запроектной аварии на стадии расширения 139
Заключение 147
Список использованных источников
- Проектная авария, вызванная блокировкой проходного сечения ТВС
- Демонстрация необходимости детального пространственного моделирования кипения натрия в реакторе типа БН-800
- Математическая модель газожидкостного потока
- Расчет ПА, вызванной блокировкой проходного сечения ТВС
Введение к работе
Актуальность работы определяется значительным ужесточением современных требований к обоснованию безопасности атомных станций и соответственно к качеству расчетного анализа нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, лежащего в основе этого обоснования. С помощью указанного анализа определяются необходимые характеристики систем безопасности АС, разрабатываются мероприятия по защите персонала и населения.
Целью диссертационной работы является разработка комплекса методик и соответствующих вычислительных программ для расчёта аварийных процессов в быстром реакторе, сопровождающихся повреждением или плавлением активной зоны и приложение указанных программ к анализу нарушений нормальной эксплуатации, проектных и запроектных аварий, обоснованию безопасности АЭС и экспериментальных установок с реакторами на быстрых нейтронах.
Научная новизна работы
Впервые в отечественной практике разработаны:
методика расчёта процессов кипения натрия с учётом распределенности параметров двухфазного потока в реакторе в целом и по сечению отдельной ТВС;
методика трёхмерного расчёта теплогидравлических процессов в ТВС быстрого реактора при разгерметизации твэла и выходе газа в натрий;
методика сквозного расчёта проектной аварии, обусловленной блокировкой проходного сечения ТВС и последующим её плавлением;
методика постадийного расчета запроектной аварии в быстром реакторе, приводящей к разрушению и плавлению активной зоны.
С помощью разработанных методик, реализованных в виде соответствующих вычислительных программ, выполнен ряд расчётов для обоснования безопасности реактора БН-600:
получены результаты расчетного исследования нарушения нормальной эксплуатации, связанного с разгерметизацией оболочки твэла в ТВС, которые показали, что кратковременные увеличения температур оболочек при этом нарушении не приводят к распространению исходной разгерметизации на соседние твэлы;
получены результаты сквозных расчётов проектной аварии, связанной с блокировкой проходного сечения и плавлением ТВС активной зоны,
позволившие определить основные характеристики аварии, сформулировать требования к системам безопасности;
- выполнены расчёты запроектной аварии ULOF, результаты которых
использовались в дальнейших расчетах прочности реактора.
Практическая направленность работы
Разработанные вычислительные программы использовались для обоснования безопасности реактора БН-600 в рамках отчёта по углубленной оценке его безопасности (ОУОБ), разработанного в связи с продлением проектного срока эксплуатации энергоблока, для анализа безопасности реактора БН-600 с гибридной активной зоной, а также реакторов БН-800, БОР-60М, CEFR, JFR-1300. Вычислительные программы верифицировались на доступных отечественных и зарубежных экспериментальных материалах, тестировались в совместных расчётных работах, выполненных в рамках сотрудничества с Аргонской национальной лабораторией (США), центрами FZK (Германия) и JNC (Япония).
Апробация материалов диссертации
Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались:
на конференциях «Теплофизика 92» (Обнинск, 1992), «Теплофизика 99» (Обнинск, 1999), «Теплофизика-2002» (Обнинск, 2002);
на межотраслевой тематической конференции «Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах» в Обнинске 16-18 ноября 2005;
на международных семинарах с участием РФ, ФРГ, Англии, Франции, Италии по сравнительным расчётам аварии ULOF в реакторе типа БН-800, организованных в рамках сотрудничества с МАГАТЭ и ЕС (Брюссель 1995, Обнинск 1994-2000);
на международной конференции US-RF Information Exchange Forum on Sever Accident Management (SAM'99) в Обнинске 18-22 октября 1999 и GLOBAL 2005, Tsukuba, Japan, 9-13 Oct. 2005.
на международной рабочей группе по коду SAS4A в Аргонской национальной лаборатории (США) 10-21 июня 2002;
на совещании рабочих групп WG2 и WG3 в рамках сотрудничества России и Франции, Кадараш, 2008 г.
По теме диссертации опубликованы 2 статьи и 4 препринта.
Автор выносит на защиту:
Методику расчёта нестационарных теплогидравлических процессов, обусловленных кипением натрия в быстром реакторе с учётом изменений пространственных распределений параметров двухфазного потока натрия как в реакторе в целом, так и внутри ТВС активной зоны и бокового экрана.
Методику расчета ННЭ, обусловленного разгерметизацией твэла и выходом газа в ТВС быстрого реактора.
Методику расчета проектной аварии, связанной с блокировкой проходного сечения ТВС активной зоны и последующим плавлением в ней твэлов.
Методику расчёта тяжёлых запроектных аварий в быстром реакторе, приводящих к плавлению его активной зоны, перемещению в ней расплавленных материалов, тепловому взаимодействию расплавленного топлива с натрием.
Результаты расчетных исследований ННЭ, обусловленных разгерметизацией твэла в ТВС реактора БН-600.
Результаты расчета проектной аварии в реакторе БН-600, обусловленной блокировкой проходного сечения ТВС его активной зоны и расплавлением в ней твэлов.
Результаты расчета начальной, переходной стадий и стадии расширения аварии типа ULOF в реакторе БН-600.
Структура и объем диссертации.
Проектная авария, вызванная блокировкой проходного сечения ТВС
При обосновании безопасности быстрого реактора в числе нарушений нормальной эксплуатации анализируются последствия исходного события - разрыв оболочки твэла с выходом в натрий газообразных продуктов деления. Целью анализа является определение максимально возможного повышения температуры оболочек твэлов при выходе газа в межтвэльное пространство и оценка опасности лавинообразного развития повреждений, когда разрыв оболочки одного твэла приводит к существенному перегреву и соответственно к разгерметизации следующего элемента, тот - к повреждению следующего и т.д.
Исходное событие «появление газовых пузырей в активной зоне и прохождение их через ТВС» содержится и в примерном перечне исходных событий ННЭ в нормативном документе Ростехнадзора РФ «Требования к содержанию отчета по обоснованию безопасности АЭС с реакторами на быстрых нейтронах». Разгерметизация оболочки твэла является наиболее вероятной причиной появления газовых пузырей в активной зоне. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций типа БН устанавливают эксплуатационный предел повреждения твэлов за счёт образования микротрещин по количеству и величине дефектов: 0.05% твэлов с газовой неплотностью и 0,005% твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем. Предел безопасной эксплуатации, определяющий уровень активности теплоносителя, составляет 0,1% твэлов с газовой неплотностью и 0.01% твэлов с прямым контактом топлива с теплоносителем.
Так, например, активная зона реактора БН-600 содержит около 5104 твэлов. Правила допускают эксплуатацию реактора с несколькими негерметичными твэлами. При обосновании безопасности реактора необходимо показать, что разгерметизация одного твэла не приводит к массовой их разгерметизации в ТВС и к связанному с этим нарушению предела безопасной эксплуатации реактора. При этом вмешательства систем безопасности не предусмотрено, хотя разгерметизация твэла обнаруживается существующими системами контроля.
При анализе последствий разгерметизации твэла важным является вопрос о критериях допустимости температурных отклонений в аварийных ТВС и влиянии этих отклонений на разгерметизацию следующих твэлов. ПБЯ устанавливают в качестве предела безопасной эксплуатации для АС с РУ типа БН температуру оболочек твэлов не выше 800С. При этом расчетные исследования, проведенные для реактора БН-800, показали, что разогрев твэлов до температуры кипения натрия в выходном сечении активной зоны (около 960С) не приводит к немедленной их разгерметизациии. Это косвенно подтверждается и экспериментами [2] с разогревом твэлов, отработавших в реакторе, в которых разгерметизация происходила при температурах оболочек 850-1200С. Поэтому можно допустить, что для реакторов БН-600, БН-800 распространение повреждений от твэла к твэлу (РПТТ) не будет происходить, если температура оболочек твэлов не превысит 850С.
Исходными событиями, которые могут привести к разгерметизации твэла, являются: (1) случайный производственный дефект твэла, (2) образование локальной блокады внутри топливной сборки вследствие попадания в сборку инородных твердых частиц («вымытые» частички топлива из других разрушенных твэлов), (3) ошибка в обогащении топлива [28]. Наиболее вероятным исходным событием считается производственный дефект оболочки (1).
Механизмы повреждения оболочек по экспериментальным данным [29] отличаются для различных уровней выгорания топлива. При низких уровнях выгорания 50 МВт-дней/кг разрушение оболочки возможно лишь из-за дефекта изготовления твэла. В интервале 50-80 МВт-дней/кг твэлы в основном разрушаются из-за механического взаимодействия топливного сердечника и оболочки. При высоких уровнях выгорания 80 МВт-дней/кг доминирует фактор высокого давления газа внутри твэлов, которое может вызвать разрушающие напряжения в оболочке вследствие контакта с дистанционирующими элементами ТВС (проволочной навивкой, соседними твэлами) в условиях, которые усугубляются радиационной ползучестью стали и распуханием топлива.
Процесс истечения газа из твэла проходит по-разному в зависимости от площади образовавшейся трещины. При микротрещинах выход газа происходит медленно с образованием небольшой струи, охватывающей ограниченную часть твэльного пучка. На первый взгляд более опасен случай большого разрыва оболочки, когда в межтвэльное пространство очень быстро выходит значительное количество газа, что приводит к кратковременному ухудшению теплосъёма с поверхности большего количества твэлов. Однако при медленном выходе газа происходит более длительное воздействие струи на отдельные твэлы, что, в конечном счете, может быть более опасным. Экспериментальные исследования [29] подтверждают, что наиболее опасным считается выход газа тонкой высокоскоростной струёй с образованием
Демонстрация необходимости детального пространственного моделирования кипения натрия в реакторе типа БН-800
Для демонстрации работоспособности методики расчета кипения натрия, положенной в основу кода TWOCB, ниже приведены результаты расчета нескольких экспериментов (L22, N22, N23, N25). Эксперименты выполнены в исследовательском центре FZK в Германии в 80-е годы и имитировали аварии ULOF, LOHS и аварию, вызванную полной блокировкой проходного сечения ТВС в режиме аварийного охлаждения реактора.
Эксперимент L22 уже упоминался в 2.1 ив приложении 3 и имитировал аварию ULOF. Полученные экспериментальные данные использовались для верификации многих зарубежных кодов и были рекомендованы международной рабочей группой (LMBWG) в качестве эталона для проверок двухфазных методик. Поэтому имелась возможность сравнить результаты расчетов эксперимента, полученные с помощью кодов, в основе которых различные математические модели.
Характеристики 37-стержневого электрообогреваемого пучка и контура циркуляции приведены в приложении 3. В расчетной области отражены стержневой пучок и контур циркуляции экспериментальной установки. В центре расчетной области - имитатор ТВС (4x32 по радиусу и высоте), далее менее подробно охвачены элементы контура циркуляции установки (8x36). При таком подходе более детально моделируются процессы в ТВС, менее подробно за ее пределами - в контуре циркуляции.
Для сравнения ниже приведены расчеты по японскому трёхмерному коду SABENA. В коде реализована похожая двухкомпонентная, термически неравновесная математическая модель [50]. В коде SABENA трехмерной расчетной сеткой охвачена только сборка. Внешний контур описан одномерным контуром, сшитым граничными условиями с основной сеткой. Процедура сшивки в [50] не описана, но очевидно, что при достижении паровым пузырем границы трехмерной расчетной» области дальнейшее продвижение пара по одномерному контуру будет описываться с меньшей точностью. При расчете этого эксперимента подробность описание сборки в коде SABENA была значительно выше, чем в TWOCB. В результате японский код даёт лучшее согласие расчета с результатами измерений (Рис.4).
Следует пояснить, что коды SABENA и TWOCB имеют различное назначение. SABENA используется в расчетах кипения натрия внутри отдельной сборки, а TWOCB может рассчитывать кипение натрия, как в отдельной сборке, так и в целом в активной зоне и во всем реакторе. В данном случае в расчетах по TWOCB использовалось приближение BOSWC (см. раздел 2.1), когда в центре двумерной расчетной области, представляющей весь контур циркуляции, более детально также в двумерном приближении описывается тепловыделяющая сборка. Обычно это приближение используется для моделирования всей активной зоны реактора, и оно уступает по -детальности описания ТВС, использованное в коде SABENA.
В более подробном моделировании всего контура циркуляции в эксперименте L22 нет необходимости, поскольку после возникновения кризиса теплообмена электрообогрев нагревательных элементов сразу отключался, и границы кипения не успевали уйти за пределы сборки. В то время как в эксперименте N25 на той же установке, имитирующем аварию LOHS, паровые пузыри всплывали вплоть до верхнего смесительного бака, т.е. далеко за пределы сборки. При моделировании таких процессов некоторое преимущество может иметь код TWOCB, поскольку его двумерная расчетная область охватывает весь контур циркуляции, а выход паровых пузырей за пределы основной расчетной сетки может сказаться на точности описания процесса из-за процедуры сшивки.
Тестовые расчеты эксперимента L22 показали, что если не добиться достаточной точности прогноза наступления кризиса теплообмена, на что заметно влияет карта режимов, то даже небольшая ошибка в определении этого момента приведёт к существенной разнице между расчетными и экспериментальными температурами нагревательных элементов. Это становится очевидным, если учесть, что температура нагревательных элементов при приближении к моменту кризиса теплообмена за 0.1 секунды увеличивается на 50С.
Начало кризиса теплообмена означает срыв пленки жидкости с поверхности нагревательных элементов, в расчетной модели - это превышение паросодержания значения фкр. В различных кодах используются приблизительно одинаковые критерии возникновения кризиса: в коде SABENA фк.р=0.999, в коде BACCHUS фкр=0.99, а в коде TWOCB фкр=0.98.
С помощью той же экспериментальной установки моделировалось кипение натрия в условиях естественной циркуляции теплоносителя [42]. Энергонапряженность нагревательных элементов соответствовала уровню остаточного энерговыделения в быстром реакторе (таблица 1). В эксперименте N25 определялась мощности сборки, при которой существует возможность охлаждения нагревательных элементов потоком кипящего натрия в і условиях естественной циркуляции теплоносителя. Расход естественной циркуляции регулировался вентилем VI (Рис. ПЗ-1), который расположен на входе в сборку. Для простоты эксперимента байпасная ветка контура перекрывалась вентилем V3. В ходе эксперимента гидравлическое сопротивление вентиля не менялось. Только на первой предварительной стадии вентилем циркуляция в контуре подбиралась таким образом, чтобы при заданной мощности кипение практически отсутствовало. Затем через определенные интервалы времени мощность поднималась ступеньками, при этом возрастала генерация пара, и увеличивался расход теплоносителя через сборку.
На первой стадии эксперимента имело место незначительное кипение натрия. Образовавшиеся паровые пузыри в наиболее прогретой области сборки из-за большой разницы в плотности пара и жидкости выталкивались из пучка стержней в смесительную камеру, где они, контактируя с относительно холодным натрием, конденсировались. При конденсации пара пузыри схлопывались, образуя "шум" в показаниях измерительных приборов. Возникающие при этом волны давления передавались по контуру, достигая входа сборки, влияя на расход теплоносителя через сборку. Как видно на рисунке 5, экспериментальная и расчетная амплитуда и частота колебаний скорости теплоносителя на входе в сборку в целом согласуются с удовлетворительной точностью.
Математическая модель газожидкостного потока
Из экспериментальных исследований; [35], известно, что струя газа создает на поверхности оболочки твэла существенную? неравномерность температурыг с максимумом в центре сухого пятна. При этом струя газа образует специфический режим охлаждения твэла в так называемой: «spray» охлаждаемой области (Бис.12а): В области падения струиг газ оттесняет жидкость от стенки твэла, образуя; на его поверхности сухое пятно. Режим течения газожидкостного потока в объеме, ограниченным! углом; падения: струи и- поверхностью твэла,ь существенно отличается от всей остальной s области твэльногошучка,, в которой всплывают» пузыри; газа;, так называемой застойной зоны; Считается; что в области сухого пятна; режим; течения близок дисперсно:- капельному, соответственно поверхность твэла в этой;области охлаждается газом; и капельками жидкостш. В застойной зоне поверхность твэлов охлаждается» пленкой? натрия, „что? в? большей мере; соответствует дисперсно кольцевому режиму.
Схематическое представление истечения таза из поврежденного твэла (а), фрагменты расчетных/сеток по радиусу ивысотеТВС (б)
При двумерном описании пучка твэлов расчетная сетка строится таким образом- чтобы размер расчетной ячейки, в которой задается выход газа из поврежденного твэла, не превышал объема области струи газа (Рис.126). По мере ГЛАВА З удаления от трещины размеры расчетных ячеек могут увеличиваться. Особенно это касается радиального разбиения сетки, что и понятно, поскольку газ после выхода из твэла преимущественно движется в вертикальном направлении, а его распространение по радиусу ограничено. Более грубой расчетной сеткой покрывается весь контур циркуляции. Это позволяет в рамках двумерной расчетной области моделировать перемещение газа как внутри сборки, так и за ее пределами во всем контуре циркуляции, что важно для решения некоторых задач.
При трехмерном описании пучка твэлов реализуется идея использования системы уравнений модели «пористого тела» при описании теплогидравлики в «поканальных» системах, использованная еще при разработке однофазного кода HYDRON-P [22]. Преимущество трехмерной расчетной сетки бесспорно. Но, с одной стороны, резко возрастает время расчета, что особенно заметно при параметрических исследованиях, когда необходимо выполнить большое количество расчетных вариантов. С другой стороны, трудно совместить в рамках одной расчетной области трехмерное поканальное представление ТВС и описание всего контура циркуляции. Поэтому в таком случае моделируются только процессы внутри сборки в межтвэльном пространстве.
Динамика переходного процесса зависит от площади образовавшейся трещины. Как правило, рассматриваются варианты: медленного выхода газа (время выхода газа больше 0.25с); быстрого выхода газа (время выхода газа меньше 0.25с) [28].
На последствия от ННЭ влияет не только масштаб повреждений, определяемый площадью проходного сечения отверстия, но и характер повреждения оболочки твэла, который зависит: от формы краев трещины, от местоположения трещины, от величины начального давления газа внутри твэла до разгерметизации и т.д. При разрыве оболочки размер и форма трещины могут быть произвольными. Например, если разрыв образуется вдоль проволочной навивки и представляет собой продолговатую трещину, то истечение газа через такую трещину не имеет вида направленной струи. Исследование последствий такого разрыва возможно с помощью двумерной версии кода. При струйном истечении газа предпочтительно исследование разгерметизации твэла с помощью трёхмерной версии кода.
Конечной целью расчетных исследований является определение условий, при которых достигаются максимальные температуры оболочек, а также вычисление продолжительности и амплитуды температуры. Расчетным анализом необходимо продемонстрировать, что разгерметизация одного твэла не приводит к массовой их разгерметизации в ТВС и к связанному с этим нарушению предела безопасной эксплуатации реактора. Вмешательства систем безопасности при этом не предусмотрено, хотя разгерметизация твэла обнаруживается существующими системами контроля.
В основу математической модели расчетного кода TWOCOM положено негомогенное описание теплогидравлики двухкомпонентного потока. Ниже приведена основная система дифференциальных уравнений для двух компонент -жидкости и газа (соответствующие переменные обозначаются символами f и g). Уравнения сохранения массы записываются в виде M+v. J-ft (з.і) % + V.(Ws) . Г, (3.2) где ф - объемная фракция, р - плотность, t - время, и - вектор скорости, Г -интенсивность выхода газа из поврежденного твэла. Объемные фракции для двух компонент удовлетворяют Уравнения сохранения импульса для каждой из компонент имеют вид dt + V ( pfpfufuf) = -q fVp - pfpfg -Fwf -Flf, (3.3) + V (p pgugug)= - psVp-(pgPgg-wg -Flg + ugT, (3.4) dt где p - давление, F , Fwg - трение жидкости и газа на стенке канала, Fif, Fig -трение жидкости и газа на межкомпонентной поверхности. Условие баланса импульса на межкомпонентной поверхности имеет вид ГЛАВА З Уравнения сохранения энергии компонент где ef, eg - внутренняя энергия жидкости и газа; eg - внутренняя энергия твэльного газа; qwf, qwg - поток энергии от стенки канала к жидкости и газу; qgf, -обмен энергией на межкомпонентной поверхности жидкости и газа; q и qkg - обмен энергией за счет теплопроводности каждой из компонент.
Расчет ПА, вызванной блокировкой проходного сечения ТВС
Хотя верификация кода уже ведется достаточно давно, говорить о завершении этих работ преждевременно. В первую очередь были обработаны эксперименты по кипению натрия [44, 50]. В этой области применения кода основная цель — это максимально точное моделирование момента наступления кризиса теплоотдачи на поверхности твэлов. С этого момента начинается стадия разрушения твэлов.
Большое внимание было уделено проверке кода на экспериментах, в которых происходит разрушение твэлов. Наиболее ценным является расчет двух экспериментов, выполненных в Аргонской национальной лаборатории (США) на реакторе TREAT серии R4 и R5 в рамках обоснования безопасности быстрых реакторов на 7-твэльной сборке [27, 33, 41, 58], поскольку эти эксперименты максимально приближены к условиям тяжелой ЗА. В экспериментах имитировались наиболее важные моменты аварии ULOF - кипение натрия, разрушение твэлов и выход из них газа, плавление оболочек твэлов и перемещение расплавленной стали, образование стальных пробок, плавление топливных сердечников и перемещение расплава, разрушение чехла ТВС.
Некоторые результаты тестирования кода на экспериментальных данных представлены на рисунке 20. На рисунке показано изменение расхода натрия на входе в сборку и динамика перемещения границ парового пузыря по аксиальной координате в ходе эксперимента R4. Результаты расчета получены с помощью двух версий кода -пятискоростной и четырехскоростной модели теплогидравлики. В пятискоростной модели учтено перемещение компонента, описывающего твэльный газ. Отличия в результатах расчета начинают проявляться на стадии выхода газа из твэлов. Как уже говорилось выше, многоскоростная модель правильнее описывает распределение компонент в пространстве. Это подтверждается приведенными расчетами, поскольку границы парогазового потока в большей степени соответствует экспериментальным данным, рассчитанными по той версии кода, в которой учитывалась газовая фракция. В целом результаты вполне удовлетворительно согласуются с экспериментальными данными.
Кроме того, важной работой является перекрестное тестирование кодов на различных задачах с помощью зарубежных кодов, моделирующих аналогичные явления. С этой целью использовался американский код SAS-4A [39], область применения которого - это анализ начальной стадии ЗА вплоть до разрушения чехлов ТВС. Код SAS-4A в достаточной мере верифицирован на обширных экспериментальных материалах. Код SAS-4A освоен специалистами ФЭИ и методология перекрестного тестирования заключалась в том, что авария рассчитывается с помощью двух кодов, а затем проводилось сравнение результатов. На основе указанного сравнения определялись пути оптимальной корректировки модели и карты режимов, если такая корректировка требовалась.
Код SUBMELT предназначен для расчетного анализа наиболее тяжелой ПА, вызванной большой блокировкой проходного сечения ТВС быстрого реактора. Цель расчетных исследований - определение динамических параметров переходного процесса, масштаба разрушения аварийной ТВС и возможности распространения плавления твэлов на соседний ряд сборок.
По перечню моделируемых физических явлений код SUBMELT близок к описанному выше коду COREMELT. Оба кода имеют похожие математические модели, которые описывают аварийные процессы, начиная от кипения натрия и заканчивая разрушением твэлов и чехлов ТВС. Различия кодов определяются областями их применения. Код COREMELT направлен на максимально подробное описание аварийных процессов в активной зоне реактора. При этом активная зона разбивается на одномерные расчетные каналы, в каждый из которых входит от одной до нескольких десятков ТВС. Код SUBMELT ориентирован на максимально подробное описание аварийной ТВС в двумерном приближении. Менее подробно моделируется прилегающее к ней пространство, состоящее из межкассетного натрия, омывающего аварийную сборку, шести окружающих ТВС и еще более грубо -оставшиеся ТВС активной зоны и весь контур циркуляции теплоносителя. В такой постановке задачи представляется возможным даже трехмерное описание аварийной ТВС.
Для обоих кодов описание первого контура реактора, по сути, является вспомогательной задачей, решение которой позволяет достоверно определить граничные условия на входе и выходе расчетных каналов, описывающих ТВС. При этом требования к детальности описания замкнутого контура циркуляции в коде COREMELT несколько выше, поскольку с помощью этого кода необходимо моделировать аварийные процессы в реакторе в режимах с естественной циркуляцией теплоносителя. Код SUBMELT в основном используется в расчетах аварии в режимах с принудительной циркуляцией теплоносителя, поэтому расчетная сетка, описывающая замкнутый контур, для этого кода может быть менее подробной.
В настоящее время окончательно разработана только двумерная версия SUBMELT, причем весь контур циркуляции и аварийная ТВС моделируются в двумерном приближении цилиндрической геометрии. Аварийная сборка представляет собой двумерный цилиндр, который поставлен в центр расчетной области. Шаги по радиусу расчетной сетки заметно увеличиваются по мере удаления от аварийной сборки. Таким образом, детальность моделирования аварийной сборки максимальна, а контур циркуляции, включающий в себя первый контур реактора, моделируется значительно грубее.
В перспективе код SUBMELT предполагается развивать в направлении повышения размерности решаемой задачи или, по крайней мере, детальности описания аварийной сборки и окружающих её ТВС. В этом смысле показателен пример японского кода KAMUI [49], предназначенный для решения аналогичной задачи.
Похожие диссертации на Обоснование безопасности быстрого реактора с натриевым теплоносителем при аварийных процессах, связанных с повреждением или разрушением активной зоны
