автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Исследование теплогидравлических процессов на стадии концептуального проектирования реакторов четвёртого поколения

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи

ФРОЛОВ Алексей Анатольевич

ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ИА СТАДИИ КОНЦЕПТУАЛЬНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ РЕАКТОРОВ ЧЕТВЁРТОГО

ПОКОЛЕНИЯ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук

005545315 2 О ФЕВ 2014

Москва — 2014

005545315

Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт» (НИЦ «Курчатовский институт»)

Научный руководитель:

Алексеев Павел Николаевич, кандидат физико-математических наук, директор ИПЭТ КЦЯТ НИЦ «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:

Сорокин Александр Павлович, доктор технических наук, заместитель директора Института ядерных реакторов и теплофизики по теплофизике ГНЦ РФ - ФЭИ

Харитонов Владимир Степанович, кандидат технических наук, доцент, заместитель заведующего Кафедрой Теплофизики НИЯУ МИФИ

Ведущая организация:

ОАО ОКБ «ГИДРОПРЕСС»

Защита диссертации состоится «^*} » _2014 г. в мин.

на заседании диссертационного совета Д520.009.06 при НИЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «ОЬ» 02_2014 г.

Учёный секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор / ^, В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы.

В мире сложилась условная классификация ядерных энергетических установок (ЯЭУ) по Поколениям I-IV, основанная на правилах и нормах безопасности, экономичности, экологической приемлемости,

нераспространения, которым соответствует установка. Система ядерной энергетики будущего (Поколение IV) должна характеризоваться высокой экономической эффективностью, повышенной безопасностью и конкурентоспособностью по сравнению с другими энергетическими системами. Чтобы ЯЭУ отвечала этим требованиям, необходимо уже на ранней концептуальной стадии её проектирования обеспечить высокое качество обоснования выбранных технических и конструкторских решений.

В НИЦ «Курчатовский институт» проводятся исследования возможных сценариев развития ядерной энергетики, моделируется работа реакторов различных типов и Поколений в системе ядерной энергетики. Совместно с ОКБ «Гидропресс» и ОКБМ для системы энергетики будущего были разработаны концепции реакторов, относящихся к трём направлениям Поколения IV:

- ПСКД-600 — легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR), работающий в режиме самообеспечения топливом,

- МГР-Т - сверхвысокотемпературный газоохлаждаемый реактор (VHTR, СВТГР), источник высокопотенциального тепла для промышленных технологических процессов, моделью этого реактора является модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА с кольцевой активной зоной,

- ЭКОР - расплавносолевой реактор (MSR) с полостной активной зоной, пережигатель минорных актинидов.

В данных концепциях используются технические решения, новые для соответствующих реакторных направлений. Диссертационная работа посвящена расчётным исследованиям теплогидравлических процессов, выполнявшимся на стадии обоснования концепций реакторных установок (РУ)

ПСКД-600, МГР-Т, ЭКОР и модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной.

Цель диссертационной работы.

Диссертационная работа имеет целью проведение при помощи программной среды Simulink/MATLAB расчётных исследований теплогидравлических процессов в обоснование концептуальных решений РУ ПСКД-600, МГР-Т, ЭКОР и модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной (модели МГР-Т).

Для достижения цели работы автором решены следующие задачи:

— На основе программной среды Simulink/MATLAB создан расчётный инструмент, предназначенный для анализа концепций перспективных ЯЭУ. Среда дополнена библиотекой расчётных модулей, в которых запрограммированы модели физических процессов РУ и теплофизические свойства материалов РУ.

— Проведена верификация разработанных программных блоков и методов их соединения в модели РУ.

— Расчётные модели, собранные автором из разработанных программных блоков, использованы для решения задач концептуального проектирования перспективных систем: реактора ПСКД-600 с водяным теплоносителем сверхкритического давления, РУ ЭКОР с расплавносолевым топливом и полостной активной зоной, модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной (модели СВТГР МГР-Т).

Научная новизна работы.

Впервые промоделированы теплогидравлические процессы в перспективных реакторных системах с новыми концептуальными решениями:

— реактор ПСКД-600, охлаждаемый водяным теплоносителем сверхкритического давления с температурой, значительно превышающей температуру псевдокритического перехода, - решена оптимизационная задача о профилировании расхода теплоносителя по активной зоне путём установки дополнительных гидравлических сопротивлений перед TBC; с учётом факторов 4

неопределённости оценена максимальная температура стальных оболочек твэлов, достигаемая в течение кампании;

— СВТГР МГР-Т с призматическими топливными блоками - исследовано влияние на максимальную температуру топлива неравномерности энерговыделения в кольцевой активной зоне и протечек теплоносителя через технологические зазоры, а также через каналы СУЗ и аварийной защиты; обоснована необходимость предусмотреть в современных концепциях СВТГР дополнительные технические решения для снижения температур топлива;

— модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА, на которой исследуются нейтронно-физические особенности СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, — показано, что в авариях, связанных с несанкционированным вводом положительной реактивности, активная зона сборки не нагревается до температур, опасных с точки зрения выхода радионуклидов из микротоплива и возгорания графита (каминный эффект);

— высокопоточный реактор ЭКОР с теплоносителем — топливной солью — рассчитана картина течения расплава соли в полостной активной зоне; обоснована необходимость планирования специальных экспериментов для уточнения выбора модели турбулентности и наполнения матрицы верификации расчётных кодов для полостной активной зоны с расплавносолевым теплоносителем; определена высота свободного уровня теплоносителя в баке реактора, обеспечивающая отсутствие колебаний расхода и давления теплоносителя в первом контуре установки в номинальном и переходных режимах работы.

Практическая значимость работы.

В диссертационной работе решены задачи, важные для дальнейшего развития концепций легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя, сверхвысокотемпературного газоохлаждаемого реактора и расплавносолевого реактора — проведены расчётные исследования в обоснование использования в этих системах новых концептуальных решений, повышающих безопасность и экономическую эффективность РУ.

Разработанные в ходе выполнения работы расчётные модели и результаты проведённых с их помощью исследований теплогидравлических процессов использованы в научно-исследовательских работах «Обоснование целесообразности и возможности проведения горячих экспериментов на стенде АСТРА» (в рамках Генерального соглашения № DE-GI03-00SF22008 от 20.01.2000 между DOE/NNSA и ОКБМ), «Разработка основных технических решений по конструкции TBC и РУ для инновационного СУПЕР-ВВЭР» (тема «НИОКР по разработке предложений по проекту АЭС с СУПЕР-ВВЭР», договор № 838-09/ИЯР от 27.11.2009 между РНЦ «Курчатовский институт» и ОАО «Концерн Росэнергоатом»), «Обоснование концептуальных предложений для быстро-теплового расплавносолевого реактора-пережигателя долгоживущих РАО и микротвэльного автономного теплового реактора с естественной циркуляцией жидкосолевого теплоносителя» (государственный контракт № H.4f.45.90.11.1139 от 12.04.2011).

Результаты работы также вошли в обоснование технических предложений реактора ПСКД-600, разработанных в рамках договора № 838-09/ИЯР от 27.11.2009 между РНЦ «Курчатовский институт» и ОАО «Концерн Росэнергоатом» по теме «НИОКР по разработке предложений по проекту АЭС с СУПЕР-ВВЭР».

Личный вклад автора.

Все основные результаты диссертационной работы получены лично автором.

— Автором на основе программной среды Simulink/MATLAB создан расчётный инструмент, предназначенный для анализа теплогидравлических процессов при разработке концепций перспективных ЯЭУ. Для этого автор дополнил среду библиотекой расчётных модулей, в которых запрограммировал теплофизические свойства материалов РУ и следующие модели физических процессов РУ: модель нейтронной кинетики (в точечном приближении), одномерная динамическая модель теплопереноса в частице топлива с покрытиями, одномерная динамическая модель теплопереноса в шаровом

топливном элементе, модель динамики теплогидравлической сети с несжимаемым, но термически расширяемым теплоносителем (в одномерном приближении) и её адаптация для моделирования больших полостей в двумерном приближении, модель центробежного насоса.

- Автором проведена верификация разработанных программных блоков и методов их соединения в модели РУ: решены тестовые задачи по динамике температуры частицы топлива ВТГР с различными граничными условиями, рассчитана динамика мощности ВТГР (AVR) в экспериментах с изменением положения регулирующих стержней и изменением расхода теплоносителя, воспроизведены расходно-напорные характеристики центробежных насосов с разными коэффициентами быстроходности, исследованы режимы вынужденной и естественной циркуляции свинцово-висмутового теплоносителя в экспериментальной петле HELIOS, исследованы распределения расхода теплоносителя и температур конструкций в активной зоне NGNP (проект СВТГР с призматическими топливными блоками).

- При помощи разработанного расчётного инструмента автором впервые решены задачи, возникшие при концептуальном проектировании перспективных реакторных систем, и обоснован выбор технических решений следующих систем:

1) реактор ПСКД-600, охлаждаемый водяным теплоносителем сверхкритического давления с температурой, значительно превышающей температуру псевдокритического перехода, — подобраны величины и места установки дополнительных гидравлических сопротивлений для профилирования расходов теплоносителя через TBC; рассчитаны изменяющиеся в течение кампании распределения давления, расхода и температур теплоносителя по активной зоне; обоснована работоспособность стальных оболочек твэлов — с учётом факторов неопределённости оценена максимальная температура оболочек, достигаемая в течение кампании;

2) СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, набранной из призматических топливных блоков, — рассчитаны поле температур топлива,

распределения температур и расхода теплоносителя через элементы реактора; показано, что даже без учёта статистических факторов перегрева температуры топлива в СВТГР с призматическими топливными блоками превосходят допустимый уровень нормальной эксплуатации; обоснована необходимость предусмотреть в современных концепциях СВТГР дополнительные технические решения для снижения температур топлива;

3) модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА, на которой исследуются нейтронно-физические особенности СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, - рассчитаны изменения мощности сборки и температур её элементов в ходе развития аварий, связанных с несанкционированным вводом положительной реактивности; показано, что в постулируемых авариях активная зона не нагревается до температур, опасных с точки зрения выхода радионуклидов из микротоплива и возгорания графита (каминный эффект);

4) высокопоточный реактор ЭКОР с теплоносителем — топливной солью — рассчитаны картина течения и поле температур в активной зоне; показано, что в полостной активной зоне устанавливается режим течения с низкочастотными колебаниями скоростей и температур расплава соли; обоснована необходимость планирования специальных экспериментов для уточнения выбора модели турбулентности и наполнения матрицы верификации расчётных кодов для полостной активной зоны с расплавносолевым теплоносителем; определена высота свободного уровня теплоносителя в баке реактора, обеспечивающая отсутствие колебаний расхода и давления теплоносителя в первом контуре установки в номинальном и переходных режимах работы; рассчитаны изменения во времени расхода и температуры расплава соли, а также температуры конструкционных материалов стенок активной зоны в ходе установления в первом контуре естественной циркуляции теплоносителя при отключении насосов.

Достоверность и обоснованность результатов работы. Результаты, полученные в ходе расчётов, подтверждены путём сравнения с:

- аналитическими решениями задач,

-результатами трёхмерных расчётов, выполненных при помощи кодов вычислительной гидродинамики (CFD-кодов) FM-3D и ANSYS CFX,

— данными экспериментов, проведённых на ВТГР AVR; данными экспериментов, проведённых на петле со свинцово-висмутовым теплоносителем HELIOS; справочными данными центробежных насосов.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту.

— Библиотека расчётных модулей Simulink, содержащая теплофизические свойства материалов РУ и модели физических процессов РУ.

— Результаты верификации разработанных блоков Simulink и методов их соединения в модели различных РУ.

— Результаты решения актуальных теплогидравлических задач, возникших при концептуальном проектировании перспективных реакторных систем: реактора ПСКД-600, охлаждаемого водяным теплоносителем сверхкритического давления, СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА, на которой исследуются нейтронно-физические особенности СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, высокопоточного реактора ЭКОР с теплоносителем — топливной солью.

Апробация работы и публикации. Основные материалы диссертации опубликованы в российском рецензируемом научном журнале, включённом в перечень ВАК, [1,2] (вариант статьи [1] на английском языке опубликован в [3]), доложены и опубликованы в материалах российских [4-6] и международных конференций [7, 8], доложены на российском семинаре [9], выпущены в виде препринтов [10-12].

Структура и объём диссертации. Диссертационная работа состоит из введения, шести глав, заключения и списка литературных источников из 105 наименований, изложена на 191 странице и содержит 94 рисунка, 6 таблиц.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность проделанной работы, сформулированы её цели, указаны научная новизна работы, её практическая

значимость и достоверность полученных результатов, изложены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе применительно к задачам концептуального проектирования ЯЭУ рассмотрены характерные особенности, возможности и недостатки программных продуктов, используемых в настоящее время для изучения динамических процессов РУ. На начальном этапе проектирования производится проверка различных вариантов конфигураций реактора и выбор технических решений, поэтому расчётный инструмент, используемый в этих поисковых работах, должен позволять оперативно оценить реализуемость каждого варианта.

Интенсивно развиваются моментные методы расчёта турбулентных течений, CFD-коды, нестационарные трёхмерные программы расчёта нейтронной кинетики. Время, требующееся современным суперкомпьютерам на расчёт одного стационарного состояния РУ при помощи подобных моделей, измеряется месяцами, а мощность потребляемой электроэнергии — десятками МВт. Подобные подходы к решению задачи исследования ЯЭУ слишком дороги для их использования на ранних этапах проектирования.

Инженерные интегральные системные коды (ATHLET, CATHARE, RELAP5-3D) изначально предназначены для расчёта аварийных процессов в конкретной РУ. Чтобы использовать код для моделирования новой ЯЭУ, необходимо провести ревизию и исправление его замыкающих соотношений, настроенных под специфику установки. По трудозатратам эта модернизация программы сравнима с созданием нового кода.

Среда для симуляции динамических систем (SimlnTech (МВТУ), Simulink/MATLAB, OpenModelica, SimulationX) включает в себя программную оболочку и библиотеки модулей, содержащих определенные данные (свойства теплоносителя, модель элемента оборудования или процесса). Пользователь соединяет модули в модель динамической системы, при необходимости — дополняет библиотеки модулями собственной разработки. В результате подобной организации работы удаётся оперативно собрать требуемую модель

сложного объекта и произвести его расчётные исследования. Из разработанных к настоящему времени сред только Simulink/MATLAB предлагает пользователю сочетание наглядного графического языка программирования с возможностью использования при создании моделей элементов обширной библиотеки мощного математического пакета MATLAB.

Для выполнения диссертационной работы в качестве расчётного инструмента выбрана программная среда Simulink/MATLAB.

Во второй главе приведены запрограммированные в виде расчётных модулей (блоков Simulink) системы уравнений, составляющие математические модели физических процессов РУ: модель нейтронной кинетики (в точечном приближении), одномерная динамическая модель теплопереноса в частице топлива с покрытиями, одномерная динамическая модель теплопереноса в шаровом топливном элементе, модель динамики теплогидравлической сети с несжимаемым, но термически расширяемым теплоносителем (в одномерном приближении) и её адаптация для моделирования больших полостей в двумерном приближении, модель центробежного насоса.

Например, в модели динамики теплогидравлической сети течение теплоносителя в элементе канала описывалось тремя уравнениями. Уравнение сохранения массы теплоносителя в элементе

F/|B = G,n-G0Ut, (1)

где F — среднее значение проходного сечения элемента, / - длина элемента, р — среднее значение плотности теплоносителя, х — переменная времени, Gm - массовый расход теплоносителя на входе элемента, Gout - массовый расход теплоносителя на выходе.

Уравнение сохранения энергии теплоносителя в элементе

Flp^. = \G\{hm-hM) + Qv+Qs, (2)

где h — среднее значение энтальпии теплоносителя в элементе, G — среднее значение массового расхода теплоносителя, hm — энтальпия теплоносителя на входе элемента, hout — энтальпия теплоносителя на выходе, Qv — суммарная

11

мощность объёмного тепловыделения в теплоносителе в элементе, Qs - суммарная мощность теплового потока, идущего в теплоноситель с внутренней поверхности элемента.

Уравнение сохранения импульса теплоносителя в элементе

& \ РьЛ Ро.Ли, )

где Рт - давление теплоносителя на входе элемента, Рои( - давление теплоносителя на выходе, рК — среднее значение произведения плотности теплоносителя на проходное сечение элемента, g — величина ускорения свободного падения, у — угол между вектором ускорения свободного падения и направлением течения, рш — плотность теплоносителя на входе, рои[ — плотность теплоносителя на выходе, 7? — гидравлическое сопротивление элемента, включающее действие силы трения и местные сопротивления элемента.

В третьей главе приведены результаты верификации разработанных программных блоков и методов их соединения в БтиНпк-модели РУ.

Решены нестационарные тестовые задачи об изменении температуры частицы топлива с покрытиями, используемой в реакторах типа ВТГР. Рассматривались различные формы энерговыделения в частице (постоянное энерговыделение и пикообразный импульс энерговыделения) и граничные условия на её поверхности. Максимальное относительное отклонение значений температур, рассчитанных с помощью БштИпк, от аналитических решений задач составило 1%.

БтиПпк-модель протестирована на данных динамических экспериментов по изменению положения регулирующих стержней и расхода теплоносителя в ВТГР АУЛ. В модели использовались уравнения нейтронной кинетики в точечном приближении. Учитывались обратные связи по температурам топлива и замедлителя активной зоны. Теплофизическая часть модели включала модели динамики температур средненапряжённых шарового топливного элемента и частицы топлива с покрытиями. Проводилось взаимное итерирование нейтронной и теплофизической частей БшиПпк-модели реактора.

Промоделирован эксперимент по выведению стержней, проведённый 8 мая 1982 года. В реактор, работавший на 82% мощности, за 25,6 с введена положительная реактивность, равная 10,6 центам. На рисунке 1 представлен график изменения в ходе эксперимента мощности А VII, измеренной в процентах от номинальной мощности реактора, в сравнении с расчётным изменением мощности, полученным с помощью БтиНпк-модели.

Рисунок 1 - Изменение во времени (т) мощности АУЛ (и) при выведении регулирующих стержней (в % от номинальной мощности реактора)

Выведение регулирующих стержней из реактора привело к росту его мощности в течение первых 50 с эксперимента, из-за чего также росли температуры топлива и замедлителя в активной зоне и концентрации предшественников запаздывающих нейтронов. Действие отрицательных обратных связей по температурам топлива и замедлителя привело к введению отрицательной реактивности (см. рисунок 2) и на 50 с полная реактивность поменяла знак на отрицательный, вызвав падение мощности реактора, продолжавшееся до 120 с. Следствиями уменьшения мощности стали падение температур топлива и замедлителя и снижение абсолютного значения реактивности, внесённой за счёт обратных связей по этим температурам.

О 100 200 300

Рисунок 2 - Изменение во времени (т) реактивности (р) при выведении регулирующих стержней из АУЕ1 (результаты расчёта), где: 1 — внесённая реактивность, 2 - изменение реактивности за счёт обратных связей по температуре топлива, 3 - изменение реактивности за счёт обратных связей по температуре замедлителя, 4 - полная реактивность

ЗнпиИпк-модель качественно правильно описывала изменение мощности АУЯ в ходе всех рассмотренных экспериментов. Максимальное отклонение расчётной мощности реактора от экспериментальных данных составило 11,3% номинальной мощности реактора. Это отклонение может быть понижено путём уточнения нейтронно-физических констант модели, свойств графита, положения органов СУЗ, учёта состава и выгорания топлива, достигнутых в АУЯ к моменту проведения эксперимента. Найти в открытом доступе историю загрузки топлива разного типа в данный экспериментальный реактор оказалось сложно. [

При помощи ЯипцПпк-модели центробежного насоса, основанной на четырёх уравнениях сохранения, воспроизведены расходно-напорные характеристики ГЦН РУ с ВВЭР-1000, с РБМК-1000 и насоса химической промышленности ЬаВоиг ТаЪег-1001-30. 8тшНпк-расчёт качественно

правильно воспроизвёл характеристики центробежных насосов с разными коэффициентами быстроходности. Однако в области высоких расходов наблюдалось существенное отклонение расчётных значений давления и к.п.д. от экспериментальных, что свидетельствует о необходимости уточнения эмпирических формул модели и моделирования не только рабочего колеса, но и других частей насоса (электропривода, гидравлических сопротивлений на входе и выходе из корпуса насоса).

В рамках участия в бенчмаркинге Агентства по атомной энергии при ОЭСР при помощи Simulink-модели проведён расчёт вынужденной и естественной циркуляции теплоносителя в петле со свинцово-висмутовым теплоносителем HELIOS. Потери давления при вынужденной циркуляции эвтектики, рассчитанные с помощью Simulink-модели, согласуются с результатами расчётов других участников бенчмаркинга.

В ходе эксперимента с естественной циркуляцией теплоносителя трижды в петле увеличивалась мощность компенсационных подогревателей (в моменты времени 1,4; 3,3; 6,8 ч), после чего температуры эвтектики стабилизировались на новом уровне. Первоначально в Simulink-модели не учитывалось влияние теплоизоляции, покрывающей элементы петли, на динамику установления естественной циркуляции. Динамика расчётной температуры теплоносителя была более быстрой, чем наблюдавшаяся в эксперименте: расчётные переходные процессы длились не более 0,5 ч, в эксперименте — до 2 ч.

Simulink-модель петли была изменена: в неё было добавлено дифференциальное уравнение, описывающее теплоперенос через теплоизоляцию. На рисунке 3 представлены графики экспериментально полученных и рассчитанных при помощи новой модели зависимостей от времени температуры эвтектики свинец-висмут на разных участках петли.

Результаты расчётов показали значительное влияние теплоизоляции и тепловых утечек с поверхностей элементов петли на динамику установления в ней режима естественной циркуляции теплоносителя.

t, °c

Выход модели активной зоны

2 4 6 8 10 12

Рисунок 3 - Изменение во времени (т) температуры эвтектики свинец-висмут (?) на разных участках петли HELIOS в ходе эксперимента с естественной циркуляцией теплоносителя в петле

В четвёртой главе описан алгоритм, позволяющий оценить влияние неопределённости исходных данных на точность расчёта, выполненного при помощи разработанных блоков Simulink, и приведён пример практического применения алгоритма при обосновании теплогидравлических характеристик реактора ПСКД-600.

Проведено обоснование размещения дополнительных гидравлических сопротивлений в активной зоне реактора ПСКД-600, охлаждаемого водяным теплоносителем сверхкритического давления. В данном реакторе рабочие температуры теплоносителя значительно превышают температуру псевдокритического перехода. Сильное увеличение удельного объёма такого парового теплоносителя с ростом температуры приводит к тому, что расход пара через TBC реактора, имеющие наибольшую мощность, минимален, вследствие чего элементы активной зоны разогреваются до значительных температур. Для выравнивания распределения поля температур теплоносителя в активной зоне предполагается установка дополнительных гидравлических сопротивлений перед TBC. Поле энерговыделения в реакторе меняется на

протяжении кампании, что усложняет задачу подбора величин и мест установки сопротивлений.

Была разработана Simulink-модель 1/12 части реактора и проведена серия расчётов, каждый со своим набором сопротивлений, установленных в реакторе. В модели задавалось поле энерговыделения, взятое из результатов нейтронно-физических расчётов реактора ПСКД-600, проведённых при помощи программного комплекса CONSUL, — см. рисунок 4 а).

По результатам Simulink-расчётов выделен набор сопротивлений (см. рисунок 4 б)), удовлетворяющий следующим критериям:

— температура теплоносителя на выходе из TBC центра активной зоны, где максимальна плотность потока нейтронов, не превышает 520°С (что ограничивает температуру поверхности стальных оболочек твэлов величиной 545°С),

— перепад давления теплоносителя на активной зоне не превышает 260 кПа.

На рисунке 4 в) представлена картограмма распределения среднесмешанных температур теплоносителя на выходе из TBC активной зоны для выбранного набора сопротивлений.

Проведена оценка точности расчёта при помощи Simulink-модели температуры теплоносителя и оболочки твэл на выходе из максимально-напряжённой TBC ПСКД-600. Предполагалось, что основное влияние на эти величины оказывают неопределённости

— радиальной неравномерности энерговыделения в активной зоне,

— полной тепловой мощности реактора,

— температуры теплоносителя на входе в активную зону,

— проходного сечения TBC,

— радиальной неравномерности энерговыделения в TBC,

— максимальной линейной мощности TBC.

Рисунок 4 — Картограммы распределений в активной зоне ПСКД-600: а) рассчитанное покассетное энерговыделение (отн. ед.); б) дополнительные сопротивления на входе в TBC (указаны коэффициенты местных сопротивлений); в) рассчитанные среднесмешанные температуры теплоносителя на выходе из TBC (°С) (верхнее число на рисунках а) и в) — значение в начале кампании реактора,

нижнее — в конце)

Оценённая максимальная температура поверхности твэлов в максимально-напряжённой TBC при выбранном распределении дополнительных гидравлических сопротивлений в ходе кампании не превышает 545°С, среднеквадратическое отклонение этого значения — 33°С.

Таким образом, уровень температур теплоносителя, требуемый для обеспечения работоспособности материала стальных оболочек твэлов ПСКД-600, обоснован с учётом факторов неопределённости.

В пятой главе описаны исследования теплогидравлических процессов в реакторе МГР-Т, выполнявшиеся при помощи созданных блоков Simulink в ходе обоснования концепции реактора.

Одними из основных систематических факторов перегрева топлива в СВТГР являются неравномерность энерговыделения в активной зоне и влияние протечек теплоносителя через технологические зазоры реактора (межкассетный зазор, зазор между заменяемым боковым графитовым отражателем и незаменяемым стальным отражателем), а также через каналы СУЗ и аварийной защиты. Чтобы определить масштаб влияния этих факторов в СВТГР с призматическими топливными блоками, проведено расчётное исследование проекта реактора NGNP. Реакторы МГР-Т и NGNP имеют схожие компоновку, мощность, температуру и давление теплоносителя-гелия, размеры и материалы топливных блоков и блоков заменяемых отражателей. Исследована концепция NGNP, так как для этого реактора завершены нейтронно-физические расчёты и определены меры по выравниванию полей энерговыделения в активной зоне, в отличие от концепции МГР-Т.

При помощи Simulink и CFD-кода FM-3D произведён расчёт распределения теплоносителя по элементам реактора NGNP в номинальном режиме его работы. Получено распределение расходов, сходное с результатами исследования распределения теплоносителя, выполненного в Аргоннской национальной лаборатории. Также проведён расчёт температур элементов реактора. Результаты исследования показывают, что даже без учёта статистических факторов перегрева температуры топлива в СВТГР с призматическими TBC могут достигать 1500°С, что значительно превосходит допустимый уровень температур нормальной эксплуатации топлива (1250°С), несмотря на меры по выравниванию полей энерговыделения в активной зоне NGNP. В концепции МГР-Т необходимо предусмотреть дополнительные технические решения для снижения температур топлива.

Для исследования нейтронно-физических особенностей кольцевой активной зоной МГР-Т будет проведена серия экспериментов на критическом стенде с засыпкой шаровых твэлов АСТРА (по своим геометрическим и материальным параметрам он является моделью МГР-Т). Simulink-модель стенда использована для расчёта динамики аварийных режимов в обоснование

безопасности проведения на нём экспериментов с электрическим нагревом. В модели использовались уравнения нейтронной кинетики в точечном приближении. Учитывались обратные связи по температурам топлива и замедлителя активной зоны. Теплофизическая часть модели включала модели динамики температур средненапряжённых шарового топливного элемента и частицы топлива с покрытиями. Проводилось взаимное итерирование нейтронной и теплофизической частей 8шш1тк-модели сборки.

Рассчитан процесс изменения мощности и температур стенда после несанкционированного вывода из него регулирующего стержня в предположении несрабатывания аварийной защиты сборки (за 75,4 с в сборку вводится положительная реактивность 2,5 доллара). Рассчитанное изменение во времени мощности сборки, вызванное извлечением стержня, представлено на рисунке 5.

а

1000000 100000 10000 1000 100 10 1 0,1 0,01 0,001

б, кВт

—J

У

а)

1000 1

0,001 1Е-06 1Е-09 1Е-12 1Е-15 1Е-18 1Е-21 1Е-24

б)

100300 200300 300300

Рисунок 5 — Рассчитанное изменение во времени (т) мощности сборки АСТРА (0 при извлечении одного регулирующего стержня: а) в диапазоне 0-300 с, б) в диапазоне 300-400 300 с

Выведение регулирующего стержня из сборки приводит к росту её мощности в течение 55 с (см. рисунок 5 а)), из-за чего также растут температуры топлива и замедлителя в активной зоне (см. рисунок 6 а)). Действие отрицательных обратных связей по температурам топлива и замедлителя приводит к введению отрицательной реактивности, и на 58 с полная реактивность меняет знак на отрицательный, вызвав падение мощности. 20

260 220 180 140 100 60 20

—8 пшйпк-модель —Д- ЕМ-ЗБ-модель

а)

100 150 200 250

б)

100300 200300 300300 400300

Рисунок 6 — Рассчитанное изменение во времени (т) средней по объёму температуры активной зоны сборки АСТРА (?) при извлечении одного регулирующего стержня: а) в диапазоне 0-300 с, б) в диапазоне 300-400 300 с

В течение последующих 70 000 с утечка тепла в графитовые отражатели играет главную роль в охлаждении активной зоны, что продолжается до достижения теплового равновесия между активной зоной и этими элементами сборки. Следствием падения температур топлива и замедлителя становится снижение абсолютного значения реактивности, внесённой за счёт обратных связей по этим температурам.

С 70 000 с аварии теплоотвод от сборки определяется свободной конвекцией воздуха и тепловым излучением на поверхности корпуса. Начиная с 300 000 с происходит ряд колебаний температур топлива и замедлителя активной зоны в ходе установления теплового равновесия между имеющей малую мощность сборкой и окружающей средой (см. рисунок 6 б)). При этом полная реактивность сборки меняет свой знак, вызывая колебания мощности сборки (см. рисунок 5 б)).

Вычисленная при помощи БтиПпк-модели зависимость мощности активной зоны от времени использована в расчёте двумерной модели сборки, созданной с помощью СБО-кода БМ-ЗО. Отклонение изменения во времени средней по объёму температуры активной зоны, вычисленного при помощи

Simulink-модели, от результатов расчёта FM-ЗБ-модели не превышает 20°С (см. рисунок 6).

Аналогичные расчёты проведены для аварий, начинающихся при других температурах сборки, и аварий, связанных с выводом трёх регулирующих стержней. Результаты расчётов показывают: в постулируемых авариях активная зона не нагревается до температур, опасных с точки зрения выхода радионуклидов из микротоплива и возгорания графита (каминный эффект).

В шестой главе описаны исследования теплогидравлических процессов в быстром расплавносолевом реакторе ЭКОР, выполнявшиеся при помощи созданных блоков Simulink в ходе обоснования концепции реактора.

Высокопоточный быстрый реактор ЭКОР предназначен для выжигания минорных актинидов, выделяемых при переработке отработавшего ядерного топлива ВВЭР-1000. Теплоноситель первого контура - расплав топливной соли (в нём растворены минорные актиниды). В ЭКОР используется полостная активная зона, что позволяет избежать необходимости применения в ней конструкционных материалов в условиях высокого потока нейтронов и высокой температуры расплавов топливных солей.

Проведено исследование распределения расходов расплавносолевого топливного теплоносителя в полостной активной зоне ЭКОР в номинальном режиме её работы. Построены две модели активной зоны: трёхмерная CFD-модель (создана при помощи кода ANSYS CFX) и Simulink-модель. Осреднённые по большому масштабу времени картины течений в полостной активной зоне, полученные с использованием модели транспорта касательных напряжений (Shear Stress Transport, SST), модели отсоединённых вихрей (Detached Eddy Simulation, DES) и Simulink-модели, качественно и количественно схожи. Рассчитанные при помощи Simulink-модели распределение перетечек теплоносителя между контрольными объёмами активной зоны (см. рисунок 7 а)) и поле температур в ней (см. рисунок 7 б)) использованы в нейтронно-физических расчётах реактора. На рисунке 7 в) приведено распределение энерговыделения в активной зоне, число сверху

обозначает данные расчёта, модели, снизу — с учётом.

проведённого без учёта информации Simulink-

а) массовых расходов (кг/с); б) поля температур (°С); в) поля энерговыделения (% от номинальной тепловой мощности активной зоны)

Результаты CFD-расчётов полостной активной зоны ЭКОР, полученные с использованием турбулентных моделей крупных вихрей (Large Eddy Simulation, LES) и отсоединённых вихрей, говорят об установлении режима течения с низкочастотными колебаниями скорости и температуры теплоносителя. Данные о характере и частоте этих колебаний, полученные с помощью двух моделей, расходятся Результаты расчётов показывают необходимость планирования специальных экспериментов для уточнения выбора модели турбулентности и наполнения матрицы верификации расчётных кодов для полостной активной зоны ЭКОР.

Для повышения эффективности ЭКОР как выжигателя необходимо увеличивать средний по первому контуру поток нейтронов, а значит, уменьшать объём теплоносителя, находящийся в первом контуре вне активной

23

зоны. Поэтому в ЭКОР используется интегральная компоновка первого контура с размещением всех его элементов в едином корпусе. Такая компоновка РУ с полостной активной зоной определяет выбор направления прокачки теплоносителя через активную зону: сверху вниз. Негативным последствием выбранного направления прокачки является возможность возникновения в первом контуре колебаний расхода и давления.

Произведена серия расчётов БипиПпк-модели петли первого контура ЭКОР. В расчётах варьировалась высота свободного уровня теплоносителя в корпусе, содержащем первый контур. Было определено её минимальное значение, обеспечивающее отсутствие колебаний расхода и давления в петле в номинальном режиме работы.

С помощью БтиПпк-модели первого контура ЭКОР проведено исследование режима естественной циркуляции теплоносителя, устанавливающегося в контуре в случае отключения насосов. Сделано предположение о том, что до начала аварии контур работал в номинальном режиме. В момент времени 30 с мощность, подаваемая на вал каждого насоса РУ, стала равна нулю. В данном расчёте не учитывались обратные связи по температурам расплава соли и окружающего активную зону графитового отражателя, решалась только теплогидравлическая задача. Мощность активной зоны в ходе развития аварии полагалась неизменной и равной номинальной (делалась оценка сверху температур компонентов активной зоны).

На рисунке 8 представлены рассчитанные изменения во времени расхода теплоносителя на входе в теплообменник первого контура и максимальной температуры теплоносителя, контактирующего с конструкционными материалами стенок активной зоны.

По результатам расчёта, в ходе развития аварии расход теплоносителя через первый контур упал, но опрокидывания циркуляции при переходе к естественной циркуляции теплоносителя в контуре не произошло. В установившемся режиме естественной циркуляции колебания расхода и давления в контуре отсутствуют. 24

в, кг/с 4000

3300 2600 1900 1200 500

Г,°С

Й □ !

..........................:.......................... □

и /

□ ; /

□ А

¡1;

„ а) |

«_/ \ 9 о □ о □ пор

1150

1050

950

850

100

200

300 т, с

400

500 600

Рисунок 8 — Рассчитанные изменения во времени (т) расхода теплоносителя на входе в теплообменник (СИ, а)) и максимальной температуры теплоносителя,

контактирующего с конструкционными материалами стенок активной зоны, (/, б)) при установлении в первом контуре ЭКОР режима естественной циркуляции теплоносителя

В заключении сформулированы основные результаты работы.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ Диссертационная работа посвящена проведению при помощи среды 8тиНпк/МАТЬАВ расчётных исследований теплогидравлических процессов в обоснование концептуальных решений для РУ Поколения IV: ПСКД-600, МГР-Т, ЭКОР и модернизированной критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной (модели СВТГР МГР-Т). В результате:

1. Среда ЗшшНпк/МАТЬАВ дополнена библиотекой расчётных модулей, в которых запрограммированы теплофизические свойства материалов РУ и следующие модели физических процессов РУ: модель нейтронной кинетики (в точечном приближении), одномерная динамическая модель теплопереноса в частице топлива с покрытиями, одномерная динамическая модель теплопереноса в шаровом топливном элементе, модель динамики теплогидравлической сети с несжимаемым, но термически расширяемым теплоносителем (в одномерном приближении) и её адаптация для

25

моделирования больших полостей в двумерном приближении, модель центробежного насоса.

2. Проведена верификация разработанных программных блоков и методов их соединения в модель РУ: решены тестовые задачи о динамике температуры частицы топлива ВТГР с различными граничными условиями, рассчитана динамика мощности реактора AVR в экспериментах с изменением положения регулирующих стержней и изменением расхода теплоносителя, воспроизведены расходно-напорные характеристики центробежных насосов с разными коэффициентами быстроходности, исследованы режимы вынужденной и естественной циркуляции свинцово-висмутового теплоносителя в экспериментальной петле HELIOS, исследованы распределения расхода теплоносителя и температур конструкций в активной зоне NGNP (проект СВТГР с призматическими топливными блоками).

3. Расчётные модели, собранные из разработанных блоков Simulink, применены для решения актуальных теплогидравлических задач, возникших при концептуальном проектировании перспективных систем:

- реактор ПСКД-600, охлаждаемый водяным теплоносителем сверхкритического давления с температурой, значительно превышающей температуру псевдокритического перехода, — решена оптимизационная задача о профилировании расхода теплоносителя по активной зоне путём установки дополнительных гидравлических сопротивлений перед TBC; рассчитаны изменяющиеся в течение кампании распределения давления, расхода и температур теплоносителя по активной зоне; обоснована работоспособность стальных оболочек твэлов — с учётом факторов неопределённости оценена максимальная температура оболочек, достигаемая в течение кампании;

— СВТГР МГР-Т с призматическими топливными блоками — исследовано влияние на максимальную температуру топлива неравномерности энерговыделения в кольцевой активной зоне и протечек теплоносителя через технологические зазоры, а также через каналы СУЗ и аварийной защиты; показано, что даже без учёта статистических факторов перегрева температуры

топлива в СВТГР с призматическими топливными блоками превосходят допустимый уровень нормальной эксплуатации; обоснована необходимость предусмотреть в современных концепциях СВТГР дополнительные технические решения для снижения температур топлива;

— модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА, на которой исследуются нейтронно-физические особенности СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, - исследовано изменение её мощности и температур в аварийных ситуациях, связанных с несанкционированным вводом положительной реактивности; показано, что в постулируемых авариях активная зона не нагревается до температур, опасных с точки зрения выхода радионуклидов из микротоплива и возгорания графита (каминный эффект);

- высокопоточный реактор ЭКОР с теплоносителем — топливной солью -исследовано распределение расплава соли в полостной активной зоне; показано, что в активной зоне устанавливается режим течения с низкочастотными колебаниями скоростей и температур расплава соли; обоснована необходимость планирования специальных экспериментов для уточнения выбора модели турбулентности и наполнения матрицы верификации расчётных кодов для полостной активной зоны с расплавносолевым теплоносителем; определена высота свободного уровня теплоносителя в баке реактора, обеспечивающая отсутствие колебаний расхода и давления теплоносителя в первом контуре установки в номинальном и переходных режимах работы; рассчитаны изменения во времени расхода и температуры расплава соли, а также температуры конструкционных материалов стенок активной зоны в ходе установления в первом контуре естественной циркуляции теплоносителя при отключении насосов.

Совокупность выполненных работ представляет собой решение задач, важных для обоснования и дальнейшего развития концепций легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя, расплавносолевого реактора-пережигателя минорных актинидов и сверхвысокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

Основные положения диссертационной работы изложены в следующих публикациях и препринтах:

1. Фролов, А. А. Расчётное исследование влияния некоторых систематических факторов на температуры топлива в сверхвысокотемпературном газовом реакторе с призматическими TBC / А. А. Седов, А. А. Фролов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. — 2009. — №2. — С. 100.

2. Фролов, А. А. Исследование особенностей гидродинамики и теплообмена полостной активной зоны расплавносолевого реактора — пережигателя минорных актинидов / А. А. Фролов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. — 2014. — №1.

3. Frolov, A. A. Computational Study of the Influence of Some Systematic Factors on the Fuel Temperature in a Very High Temperature Gas-Cooled Reactor with Prismatic Fuel Assemblies / A. A. Frolov, A. A. Sedov // Physics of Atomic Nuclei. - 2011. - V. 74. - №14. - P. 1921.

4. Фролов, А. А. Моделирование гидродинамики и теплообмена свинцово-висмутового теплоносителя в экспериментальной петле HELIOS в рамках бенчмарка NUTRECK LACANES / А. А. Седов, А. А. Фролов // Сб. докладов межотраслевого семинара «Тяжёлые жидкометаллические теплоносители в быстрых реакторах (Теплофизика-2010)» [Электронный ресурс] / ГНЦ РФ - ФЭИ. - Обнинск, 2010.-1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

5. Фролов, А. А. Моделирование динамических режимов естественной циркуляции свинцово-висмутового теплоносителя в экспериментальной петле HELIOS в рамках фазы II бенчмаркинга NUTRECK LACANES / А. А. Седов, А. А. Фролов // Сб. докладов научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчётно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2011)» [Электронный ресурс] / ГНЦ РФ - ФЭИ. -Обнинск, 2011. - 1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

6. Фролов, А. А. Исследование особенностей теплогидравлики быстрого расплавносолевого реактора-пережнгателя минорных актинидов / А. А. Седов, А. А. Фролов // Сб. докладов научно-технической конференции «Теплофизические экспериментальные и расчётно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2012)» [Электронный ресурс] / ГНЦ РФ - ФЭИ. -Обнинск, 2012. - 1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

7. Frolov, A. A. Application of Multiscale Nested Modeling in Studies of Thermal Hydraulics of Prospective HTGRs / A. A. Frolov, A. A. Sedov, A. S. Subbotin // Proc. of 2011 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants «Performance & Flexibility: The Power of Innovation» (ICAPP 2011) [Электронный ресурс] / French Nuclear Energy Society (SFEN). - France, 2011. -1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

8. Фролов, А. А. Исследование особенностей теплогидравлики быстрого расплавносолевого реактора-пережигателя минорных актинидов / А. А. Седов, А. А. Фролов // Сб. докладов XIV Минского международного форума по тепло- и массообмену [Электронный ресурс] / Национальная академия наук Беларуси, Институт тепло- и массообмена им. A.B. Лыкова. — Минск, Беларусь, 2012. — 1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

9. Фролов, А. А. Разработка и верификация сопряжённой модели нейтронной кинетики с температурными обратными связями для оценки безопасности критической сборки АСТРА / А. А. Седов, А. С. Субботин, А. А. Фролов // Сб. тезисов докладов XVI семинара по проблемам физики реакторов «Новая технологическая платформа атомной отрасли» (Волга-2010) [Электронный ресурс] / НИЯУ МИФИ. — М., 2010. - 1 электрон, опт. диск (CD-ROM).

10. Разработка и верификация аналитической и численной модели одномерной по пространству динамики температуры частицы топлива с покрытиями : препринт ИАЭ-6572/5 / Захарко Ю. А., Седов А. А., Фролов А. А. — М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2009. — 36 с.

11. Разработка и верификация сопряжённой модели нейтронной кинетики с температурными обратными связями для оценки безопасности реакторов ВТГР и критических сборок с шаровыми твэлами : препринт ИАЭ-6581/4 / Глушков Е. С., Глушков А. Е., Седов А. А., Фомиченко П. А., Фролов А. А. - М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2009. - 48 с.

12. Моделирование динамики экспериментальной петли со свинцово-висмутовым теплоносителем : препринт ИАЭ-6632/4 /. Седов А. А., Фролов А. А. — М.: РНЦ «Курчатовский институт», 2010. — 48 с.

Подписано в печать 21.01.2014. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,75 Тираж 70. Заказ 7

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

НАЦИОНАЛЬНЫЙ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ ЦЕНТР «Курчатовский институт»

На правах рукописи

04201457110

Фролов Алексей Анатольевич

ИССЛЕДОВАНИЕ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ НА СТАДИИ КОНЦЕПТУАЛЬНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ РЕАКТОРОВ ЧЕТВЁРТОГО

ПОКОЛЕНИЯ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

ДИССЕРТАЦИЯ на соискание учёной степени кандидата технических наук

Научный руководитель:

канд. физ.-мат. наук Алексеев Павел Николаевич

Москва - 2014

Оглавление

Список сокращений и условных обозначений...............................................................6

Введение.............................................................................................................................9

Глава 1 Компьютерные программы, использующиеся для моделирования динамических процессов реакторных установок.........................................................19

1.1 Системы компьютерной алгебры........................................................................20

1.2 Инженерные интегральные системные коды....................................................22

1.3 Системы расчётной поддержки инженерных разработок................................25

1.4 Среды для симуляции динамических систем....................................................28

1.5 ЗшиШпк/МАТЬАВ...............................................................................................30

Выводы к главе 1.........................................................................................................32

Глава 2 Описание блоков, разработанных для моделирования динамических процессов реакторных установок..................................................................................33

2.1 Блок точечной модели нейтронной кинетики критической сборки................33

2.2 Блок теплофизической модели частицы топлива с покрытиями....................34

2.2.1 Теплофизическая модель частицы топлива с покрытиями.......................34

2.2.2 Пространственная дискретизация уравнений модели...............................38

2.2.3 Итерационная процедура нахождения распределения поля температур.....

..........................................................................................................................42

2.3 Блок теплофизической модели шарового топливного элемента.....................45

2.3.1 Теплофизическая модель топливного элемента.........................................45

2.3.2 Взаимодействие модели частицы топлива с покрытиями и модели топливного элемента...............................................................................................46

2.3.3 Взаимодействие точечной модели нейтронной кинетики критической сборки и теплофизической модели топливного элемента..................................48

2.4 Блоки элементов гидравлической сети..............................................................50

2.4.1 Сетевая методика моделирования................................................................50

2.4.2 Блок элемента «эквивалентная труба»........................................................51

2.4.3 Блок элемента «со свободным уровнем».....................................................58

2.4.4 Блок элемента «разветвитель»......................................................................63

2.4.5 Блок элемента «центробежный насос»........................................................64

2.4.6 Применение сетевой методики для создания двумерных моделей..........72

2.5 Численное интегрирование по времени.............................................................74

Выводы к главе 2.........................................................................................................76

Глава 3 Верификация разработанных блоков Simulink..........................................77

3.1 Задача о динамике температуры частицы топлива с покрытиями..................77

3.1.1 Общая постановка задачи.............................................................................77

3.1.2 Описание аналитической модели.................................................................79

3.1.3 Тест 1: задача о частице топлива с постоянной плотностью тепловыделения.......................................................................................................82

3.1.4 Тест 2: задача о частице топлива с покрытием с постоянной плотностью тепловыделения.......................................................................................................85

3.1.5 Тест 3: задача о пикообразной плотности тепловыделения......................87

3.1.6 Тест 4: задача о частице топлива с покрытием с начальным распределением поля температур..........................................................................91

3.1.7 Тест 5: задача о теплоизолированной частице топлива.............................93

3.1.8 Тест 6: задача о частице топлива с граничными условиями третьего рода. .....................................'.....................................................................................94

3.1.9 Выводы............................................................................................................95

3.2 Моделирование экспериментов, проведённых на реакторе AVR...................96

3.2.1 Общая постановка задачи.............................................................................96

3.2.2 Эксперименты с изменением положения регулирующих стержней........99

3.2.3 Эксперименты с изменением расхода теплоносителя.............................104

3.2.4 Выводы..........................................................................................................113

3.3 Воспроизведение характеристик центробежных насосов..............................114

3.3.1 Общая постановка задачи...........................................................................114

3.3.2 Характеристики насоса ГЦН-195М...........................................................114

3.3.3 Характеристики насоса ЦВН-8...................................................................117

3.3.4 Характеристики насоса ТаЬег-1001-30.......................................................119

3.3.5 Выводы..........................................................................................................120

3.4 Моделирование экспериментов, проведённых на петле HELIOS.................121

3.4.1 Описание петли............................................................................................121

3.4.2 Описание модели петли..............................................................................122

3.4.3 Адиабатическая вынужденная циркуляция теплоносителя в петле.......124

3.4.4 Установление неадиабатической вынужденной циркуляции теплоносителя в петле...........................................................................................126

3.4.5 Выводы..........................................................................................................131

3.5 Общие выводы к главе 3....................................................................................132

Глава 4 Оценка влияния неопределённости исходных данных на точность расчёта, выполненного при помощи разработанных блоков Simulink....................133

4.1 Метод оценки......................................................................................................133

4.2 Исследование распределения расхода и температур теплоносителя в реакторе ПСКД-600...................................................................................................135

4.2.1 Общая постановка задачи...........................................................................135

4.2.2 Результаты расчёта номинального режима работы реактора.................139

4.2.3 Оценка точности расчёта температуры теплоносителя в центральной TBC ........................................................................................................................141

Выводы к главе 4.......................................................................................................142

Глава 5 Исследование теплогидравлических процессов при проектировании сверхвысокотемпературного газоохлаждаемого реактора........................................143

5.1 Исследование перетечек теплоносителя в СВТГР..........................................143

5.1.1 Общая постановка задачи...........................................................................143

5.1.2 Описание кода FM-3D.................................................................................144

5.1.3 Описание методики вложенного трёхуровневого моделирования.........145

5.1.4 Результаты расчётов моделей.....................................................................147

5.1.5 Выводы..........................................................................................................149

5.2 Моделирование нестационарного процесса в критической сборке АСТРА......

..............................................................................................................................149

5.2.1 Общая постановка задачи...........................................................................149

5.2.2 Описание методики вложенного трёхуровневого моделирования.........150

5.2.3 Результаты расчётов аварийных ситуаций................................................152

5.2.4 Выводы..........................................................................................................157

Глава 6 Исследование теплогидравлических процессов при проектировании расплавносолевого реактора........................................................................................158

6.1 Описание реакторной установки ЭКОР...........................................................158

6.2 Исследование теплогидравлики полостной активной зоны..........................160

6.2.1 Общая постановка задачи...........................................................................160

6.2.2 Результаты расчётов....................................................................................161

6.2.3 Выводы..........................................................................................................169

6.3 Исследование теплогидравлики петли первого контура................................169

6.3.1 Общая постановка задачи...........................................................................169

6.3.2 Устойчивость работы первого контура в номинальном режиме............170

6.3.3 Устойчивость работы первого контура при изменении мощности активной зоны........................................................................................................171

6.3.4 Естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре..................172

6.3.5 Выводы..........................................................................................................174

Заключение....................................................................................................................175

Список литературы.......................................................................................................181

Список сокращений и условных обозначений

ANL

AVR

CAD CAE

CFD DES

DOE GFR

GT-MHR HELIOS

HTGR INEEL

LACANES -

LES LFR

MSR NDF

NEA

Argonne National Laboratory, Аргоннская национальная лаборатория.

Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor, объединение

«Исследовательский реактор». Computer-Aided Design, САПР.

Computer-Aided Engineering, расчётная поддержка инженерных разработок.

Computational Fluid Dynamics, вычислительная гидродинамика. Detached Eddy Simulation, метод моделирования отсоединённых вихрей.

Department of Energy, Министерство энергетики США. Gas-Cooled Fast Reactor, газоохлаждаемый быстрый реактор. Gas Turbine-Modular Helium Reactor, модульный гелиевый реактор с газовой турбиной.

Heavy Eutectic liquid metal Loop for the Integral test of Operability and Safety of PEACER, петля с теплоносителем-эвтектикой тяжёлого металла, созданная для тестирования работоспособности и безопасности реактора PEACER. High Temperature Gas Reactor, ВТГР.

Idaho National Engineering and Environmental Laboratory, национальная лаборатория Айдахо.

Lead Alloy-Cooled Advanced Nuclear Energy Systems,

усовершенствованные ядерные энергетические системы,

охлаждаемые сплавами свинца.

Large Eddy Simulation, метод крупных вихрей.

Lead-Cooled Fast Reactor, быстрый реактор, охлаждаемый

теплоносителем на основе свинца или его сплавов.

Molten Salt Reactor, расплавносолевой реактор.

Numerical Differentiation Formulas, формулы численного

дифференцирования.

Nuclear Energy Agency, Агентство по атомной энергии.

NGNP - Next Generation Nuclear Plant, АЭС нового Поколения.

NUTRECK - Nuclear Transmutation Energy Research Center of Korea, корейский центр исследования ядерной энергии.

OECD - Organisation for Economic Co-operation and Development, ОЭСР.

PWR - Pressurized Water Reactor, реактор с водой под давлением.

SCWR - Supercritical-Water-Cooled Reactor, легководный реактор со

сверхкритическими параметрами теплоносителя.

SFR - Sodium-Cooled Fast Reactor, быстрый натриевый реактор.

SST - Shear Stress Transport, модель транспорта касательных

напряжений.

VHTR - Very-High-Temperature Reactor, СВТГР.

АСТРА - критический стенд с засыпкой шаровых твэлов.

АЭС - атомная электростанция.

БГР - быстрый газоохлаждаемый реактор.

БН - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

ВВЭР - водо-водяной корпусной энергетический реактор с водой под

давлением.

- высокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

- главный циркуляционный насос.

- коэффициент полезного действия.

- модульный гелиевый реактор (сверхвысокотемпературный).

- национальный исследовательский центр.

- Опытное Конструкторское Бюро «Гидропресс».

- Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И. Африкантова.

ОЭСР - Организация экономического сотрудничества и развития.

ОЯТ - отработавшее ядерное топливо.

ПСКД - реактор, охлаждаемый паровым теплоносителем

сверхкритического давления.

РБМК - реактор большой мощности канальный.

РУ - реакторная установка.

САПР - система автоматизации проектных работ.

ВТГР

ГЦН

к.п.д.

МГР-Т

НИЦ

ОКБ ГП

ОКБМ

СВТГР - сверхвысокотемпературный газоохлаждаемый реактор.

СУЗ - система управления и защиты.

ТВС - тепловыделяющая сборка.

ЦВН - центробежный вертикальный насос.

ЭВМ - электронно-вычислительная машина.

ЭКОР - энерготехнологический комплекс с высокопоточным быстрым

реактором на жидких солях.

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка.

Введение

Актуальность работы.

В мире сложилась условная классификация ЯЭУ по Поколениям I-IV, основанная на правилах и нормах безопасности, экономичности, экологической приемлемости, нераспространения, которым соответствует установка. Система ядерной энергетики будущего (Поколение IV) должна характеризоваться высокой экономической эффективностью, повышенной безопасностью и конкурентоспособностью по сравнению с другими энергетическими системами [1]. Чтобы ЯЭУ отвечала этим требованиям, необходимо уже на ранней концептуальной стадии её проектирования обеспечить высокое качество обоснования выбранных технических и конструкторских решений.

В НИЦ «Курчатовский институт» проводятся исследования возможных сценариев развития ядерной энергетики, моделируется работа реакторов различных типов и Поколений в системе ядерной энергетики. Совместно с ОКБ ГП и ОКБМ для системы энергетики будущего были разработаны концепции реакторов, относящихся к трём направлениям Поколения IV:

- ПСКД-600 - легководный реактор со сверхкритическими параметрами теплоносителя (SCWR), работающий в режиме самообеспечения топливом,

- МГР-Т - сверхвысокотемпературный газоохлаждаемый реактор (VHTR, СВТГР), источник высокопотенциального тепла для промышленных технологических процессов, моделью этого реактора является модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА с кольцевой активной зоной,

- ЭКОР - расплавносолевой реактор (MSR) с полостной активной зоной, пережигатель минорных актинидов.

В данных концепциях используются технические решения, новые для соответствующих реакторных направлений. Диссертационная работа посвящена расчётным исследованиям теплогидравлических процессов, выполнявшимся на стадии обоснования концепций РУ ПСКД-600, МГР-Т, ЭКОР и модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной.

Цель диссертационной работы.

Диссертационная работа имеет целью проведение при помощи программной среды Simulink/MATLAB расчётных исследований теплогидравлических процессов в обоснование концептуальных решений РУ ПСКД-600, МГР-Т, ЭКОР и модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной (модели МГР-Т).

Для достижения цели работы автором решены следующие задачи:

- На основе программной среды Simulink/MATLAB создан расчётный инструмент, предназначенный для анализа концепций перспективных ЯЭУ. Среда дополнена библиотекой расчётных модулей, в которых запрограммированы модели физических процессов РУ и теплофизические свойства материалов РУ.

- Проведена верификация разработанных программных блоков и методов их соединения в модели РУ.

- Расчётные модели, собранные автором из разработанных программных блоков, использованы для решения задач концептуального проектирования перспективных систем: реактора ПСКД-600 с водяным теплоносителем сверхкритического давления, РУ ЭКОР с расплавносолевым топливом и полостной активной зоной, модернизированной «горячей» критической сборки АСТРА с кольцевой активной зоной (модели СВТГР МГР-Т).

Научная новизна работы.

Впервые промоделированы теплогидравлические процессы в перспективных реакторных системах с новыми концептуальными решениями:

- реактор ПСКД-600, охлаждаемый водяным теплоносителем сверхкритического давления с температурой, значительно превышающей температуру псевдокритического перехода, - решена оптимизационная задача о профилировании расхода теплоносителя по активной зоне путём установки дополнительных гидравлических сопротивлений перед TBC; с учётом факторов неопределённости оценена максимальная температура стальных оболочек твэлов, достигаемая в течение кампании;

- СВТГР МГР-Т с призматическими топливными блоками - исследовано влияние на максимальную температуру топлива неравномерности энерговыделения в кольцевой активной зоне и протечек теплоносителя через технологические

зазоры, а также через каналы СУЗ и аварийной защиты; обоснована необходимость предусмотреть в современных концепциях СВТГР дополнительные технические решения для снижения температур топлива;

- модернизированная «горячая» критическая сборка АСТРА, на которой исследуются нейтронно-физические особенности СВТГР МГР-Т с кольцевой активной зоной, - показано, что в авариях, связанных с несанкционированным вводом положительной реактивности, активная зона сборки не нагревается до температур, опасных с точки зрения выхода радионуклидов из микротоплива и возгорания графита (каминный эффект);

- высокопоточный реактор ЭКОР с теплоносителем - топливной солью -рассчитана картина течения расплава соли в полостной активной зоне; обоснована необходимость планирования специальных экспериментов для уточнения выбора модели турбулентности и наполнения матрицы верификации расчётных кодов для полостной активной зоны с расплавносолевым теплоносителем; определена высота свободного уровня теплоносителя в баке реактора, обеспечивающая отсутствие колебаний расхода и давления теплоносителя в первом контуре установки в номинальном и переходных режимах работы.

Практическая значимость работы.

В диссертационной работе решены задачи, важные для дальнейшего развития концепций легководного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя, сверхвысокотемпературного газоохлаждаемого реактора и расплавносолевого р