Исследование возможности удержания расплавленного топлива в быстром реакторе при тяжелой аварии

УДК: 
УДК 621.039.586

Номер журнала:

Аннотация: 

Разработана достаточно полная математическая модель для расчетного анализа тяжелых запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением. В отличие от существующих моделей разработанная модель позволяет ответить на вопрос о возможности удержания расплавленного топлива в корпусе реактора. Рассматриваемая расчетная область является многосвязной. Математическое моделирование подобластей как пористых тел выполнено с использованием законов сохранения массы, импульса и энергии, записанных в виде уравнений неразрывности, движения и энергии в двумерной цилиндрической системе координат. Решена задача формирования тепловыделяющего слоя на нижнем торцевом экране. Проведено моделирование зон тепловыделяющего слоя. В частности, плавление частиц стали, а затем топлива учтено путем моделирования стоков тепла в тепловыделяющем слое. Получена формула для стоков тепла в зоне с теплообменниками.
Разработанная расчетная модель реализована в виде кода БРУТ. Выполненная верификация его отдельных блоков показала удовлетворительное совпадение результатов расчета с экспериментальными данными и результатами расчетов с использованием аналитических решений. По программе БРУТ выполнен расчет рассматриваемой аварии в реакторе типа БН большой мощности, при которой происходят полное расплавление ТВС в центре активной зоны и частичное расплавление ТВС на ее периферии. Расплавление сборок приводит к образованию двух тепловыделяющих слоев, находящихся на нижней торцевой зоне воспроизводства. Образовавшиеся тепловыделяющие слои разогреваются. Сначала плавится нижняя торцевая зона воспроизводства, а затем происходит медленное плавление коллекторов. После проплавления коллекторов и верхней плиты напорной камеры центральный тепловыделяющий слой перемещается на нижнюю плиту напорной камеры. Фронт плавления останавливается, и тепловыделяющий слой начинает остывать.
Таким образом, в соответствии с результатами расчетного анализа по программе БРУТ при рассмотренной в данной работе аварии расплавленное топливо удерживается в корпусе реактора, не разрушая его.

Ссылки: 
1. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическое моделирование удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии. Математическая модель. // Тепло физика высоких температур. – 2009. – Т. 47, – № 4. – C. 627632.
2. Субботин В.И., Кащеев В.М., Номофилов Е.В., Юрьев Ю.С. Решение задач реакторной физи ки на ЭВМ. – М.: Атомиздат. 1979. – 144 с.
3. Горбис З.Р. Теплообмен и гидромеханика дисперсных сквозных потоков. – М.: Энергия, 1970. – 424 c.
4. Кащеев М.В. Моделирование стратификации компонент кориума при тяжелой аварии. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2002. – № 3. – C. 313.
5. Лыков А.В. Теория теплопроводности. – М.: Высшая школа,1967. – 600 c.
6. Проектирование теплообменных аппаратов АЭС. / Под ред. Ф.М. Митенкова. – М.: Энергоатомиздат, 1988. – 296 c.
7. Артемьев В.К. Вариант неявного метода для решения системы уравнений НавьеСтокса в естественных переменных. Препринт № 1962. Обнинск: ФЭИ, 1989. 22 c.
8. Lipinski R.J., Gronager J.E., Schwarz M. Particle bed heat removal with subcooled sodium: D4 results and analysis // Nuclear Technology. – 1982. – V. 58. – № 3. – PP. 369378.
9. Кащеев М.В., Кузнецов И.А. Математическое моделирование удержания расплавленного топлива в корпусе быстрого реактора при тяжелой аварии. Результаты расчета по программе БРУТ. // Теплофизика высоких температур. – 2009. – Т. 47., – № 5. – C. 765770.
10. Kymalainen O. e.a. Heat Flux Distribution from a Volumetrically Heated Pool with High Rayleigh Number // Proceedings of 6th International Topical Meeting on Reactor Thermal Hydraulics. – Grenoble, France: – 58 Oct. 1993. – Vol. 1. – PP. 4753.
11. Кащеев М.В. Решение задачи теплопроводности для кольцевого цилиндра конеч ных размеров с внутренними источниками тепла. // Теплоэнергетика. – 2011. – № 2. – C. 7173.
12. Кащеев М.В. Пять тестовых задач: Препринт № 3150. Обнинск: ФЭИ, 2009, – 25c.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте