Введение к работе
Актуальность темы диссертации.
Для обеспечения безопасности АЭС важной задачей является прогнозирование поведения активной зоны (A3) реактора в условиях тяжёлой аварии (ТА). Одним из основных методов прогнозирования процессов, протекающих в активной зоне реактора в аварийном режиме, наряду с экспериментальными методами, является компьютерное моделирование.
Поведение тепловыделяющих элементов (твэлов), составляющих основную часть A3 водо-водяного атомного реактора, является определяющим при развитии аварии на АЭС. При аварии с потерей теплоносителя, вследствие осушения A3 реактора и падения давления в первом контуре, происходит разогрев твэлов из-за уменьшения теплосъема и остаточного тепловыделения в топливе. Интенсивное парообразование при повторном заливе A3 водой приводит к экзотермическому окислению оболочек твэлов из сплавов циркония, эскалации температуры и генерации водорода.
В случае продолжающегося роста температуры A3 начинается плавление металлических фаз Zr-оболочек твэлов. Жидкий металл растворяет топливные таблетки и внешний слой оксида. После разрушения внешнего Zr02 слоя оболочек и быстрого стекания расплава в виде капель и ручейков в более холодные области A3 возможно формирование массивного расплава U-Zr-O, который частично или полностью блокирует канал теплоносителя. Сформировавшаяся массивная блокада медленно перемещается вниз, растворяя элементы A3, интенсивно окисляясь и приводя к дальнейшей эскалации температуры и генерации водорода.
Другим материалом, окисление которого может существенным образом влиять на сценарий протекания ТА с разрушением активной зоны реактора, является карбид бора, который широко используется как поглотитель нейтронов в западных реакторах и российских ВВЭР. В течение тяжелой аварии В4С реагирует с ближайшей к нему стальной оболочкой и формирует эвтектику при температуре 1200С, намного ниже по сравнению с температурой плавления отдельных компонентов поглощающего стержня. В результате разрушения стальной оболочки материал поглотителя может быть подвержен взаимодействию с паром в A3 реактора. Окисление В4С паром является сильно экзотермической реакцией и производит в 6 - 7 раз большее количество водорода по сравнению с окислением такой же массы Zr. Кроме того, в результате этой реакции формируются газообразные вещества, содержащие углерод и бор, в том числе горючие, такие как СН4, СО.
Вышеописанные процессы окисления материалов A3 реактора подробно исследовались в маломасштабных экспериментах в изотермических условиях и с переменной температурой, проводимых в различных лабораториях в России и за рубежом. Влияние процессов окисления на разрушение активной зоны реактора в процессе ТА исследовалось в экспериментах со сборками имитаторов твэлов на крупномасштабных стендах.
Цель работы:
разработка физических моделей окисления материалов A3 на базе анализа маломасштабных экспериментов и их численная реализация в рамках исследовательского компьютерного кода SVECHA/QUENCH
(S/Q), разрабатываемого при непосредственном участии автора для описания процессов, протекающих в твэле в условиях ТА на АЭС;
верификация кода S/Q на базе маломасштабных и крупномасштабных экспериментов, имитирующих процессы разрушения твэлов и твэльных сборок в условиях ТА, для подтверждения адекватности реализованных физических моделей, программных модулей и кода в целом;
моделирование с использованием кода S/Q процессов окисления материалов A3 водо-водяных реакторов в условиях ТА.
Научная новизна работы.
Разработаны физические модели и программные модули с высокой степенью детализации процессов, протекающих при окислении материалов A3 водо-водяных реакторов в условиях ТА:
модуль высокотемпературного окисления Zr-оболочки твэла с учетом её термомеханического поведения;
модуль окисления расплава U-Zr-О кориума, теплообмена и перемещения массивной жидкой U-Zr-О блокады в A3 реактора в процессе её разрушения при ТА;
модуль окисления таблеток В4С паром при высоких температурах с учётом зависимость скорости окисления от газодинамических условий в газовом потоке (парциальное давление пара, скорость потока).
Новые модели использованы для создания компьютерного кода, согласованно моделирующего различные физико-химические процессы, протекающие в твэлах водо-водяных реакторов в условиях, характерных для различных режимов ТА.
Практическая ценность работы.
Разработанный код S/Q является инструментом для реализации и верификации моделей физических процессов и баз данных по свойствам материалов; позволяет проводить моделирование и детальный анализ экспериментов как с одиночными твэлами, так и со сборками твэлов. Отдельные модели, реализованные в данном коде и верифицированные с его помощью, и код в целом могут быть использованы в интегральных кодах, моделирующих процессы разрушения A3 реактора. Новые модели являются составной частью разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода СОКРАТ, предназначенного для моделирования тяжелых аварий на АЭС, а код S/Q в целом является составной частью топливного кода SFPR, разрабатываемого в ИБРАЭ РАН при активном участии автора.
Личный вклад автора:
разработана, численно реализована и имплементирована в код S/Q модель высокотемпературного окисления Zr-оболочки твэла с учетом гидрирования и термомеханического поведения;
разработан и имплементирован в код S/Q численный модуль для расчёта эволюции двумерного температурного распределения в твэле;
разработана, численно реализована и имплементирована в код S/Q физическая модель окисления расплава U-Zr-О кориума, а также модель
его теплообмена и перемещения в форме массивной жидкой блокады в каналах теплоносителя;
разработана, численно реализована и имплементирована в код S/Q физическая модель окисления В4С водяным паром при высоких температурах;
проведено моделирование с использованием кода S/Q поведения материалов активной зоны реактора в экспериментах в условиях, характерных для различных режимов тяжелых аварий.
Положения, выносимые на защиту.
Разработка и верификация диффузионной модели высокотемпературного окисления Zr-оболочки в паре с учетом влияния механического растрескивания оксидной пленки на кинетику окисления.
Разработка модели окисления расплава U-Zr-О кориума и ее применение для численной интерпретации наблюдений в крупномасштабных экспериментах. На базе новой модели окисления расплава, разработка и верификация модели теплообмена и перемещения массивной жидкой U-Zr-О блокады в A3 реактора в процессе ее разрушения при ТА.
Разработка и верификация модели окисления В4С паром при высоких температурах.
Включение новых моделей в компьютерный код S/Q; результаты и выводы, полученные при моделировании с использованием кода процессов окисления материалов A3 реакторов в условиях ТА.
Апробация работы.
Основные положения и результаты диссертации докладывались: на 9-ой Международной конференции по теплогидравлике атомных реакторов NURETH-9 (Сан-Франциско, Калифорния, США) в 1999 г.; 16-ой Международных конференции по структурной механике и реакторным технологиям SMiRT-16 (Вашингтон, США) в 2001 г.; на ежегодных международных конференциях по повторному заливу Quench Workshop (Карлсруэ, ФРГ) с 1997 по 2008 гг.; на германо-российских научных семинарах (ИБРАЭ РАН, Москва) 2000, 2001, 2002 гг., на 6-ой Российской конференции по реакторному материаловедению (г. Димитровград, 11-15 сентября 2000 г.); на 3-ей конференции материаловедческих Обществ России по проблеме «Создание материалов с заданными свойствами: методология и моделирование» (г. Звенигород, 22 - 26 ноября 2004 г.)
Публикации.
По теме диссертации опубликовано 12 научных работ.
Структура и объем диссертации.
