автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.16, диссертация на тему:Моделирование физических процессов при реактивностных авариях ядерных реакторов

МОСКОВСКИЙ ГОСУДАРСТВЕННЫЙ ИНЖЕНЕРНО-ФИЗИЧЕСКИЙ ИНСТИТУТ

(технический университет)

Юй Чжэнь

МОДЕЛИРОВАНИЕ ФИЗИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ ПРИ РЕАКТИВНОСТНЫХ АВАРИЯХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Диссертация на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук по специальности 05.13.16. "Применение вычислительной техники, математического моделирования и математических методов в научных исследованиях (по отраслям)"

На правах рукописи УДК 534.22: 539.217: 539.8

Научный руководитель к.ф.-м.н., с.н.с. Колдобский А.Б.

Автор

Москва, 1999

ОГЛАВЛЕНИЕ

Введение........................................................................................................4

Глава 1. Модель динамического разрушения твэла реактора при

введении положительной реактивности......................................................11

Введение к главе 1................................................................................11

1.1. Модель диспергирования расплавленного топлива при его разлете в теплоноситель................................................................13

1.2. Результаты модельных расчетов и их сравнение с экспериментом...............................................................................17

Выводы к главе 1..................................................................................23

Глава 2. Взаимодействие топлива с теплоносителем, паровой взрыв

и динамические процессы в первом контуре реактора...........................24

Введение к главе 2..............................................................................24

2.1.Модель роста паровой пленки......................................................25

2.2.Уравнение состояния смеси охладителя с горячими частицами......................................................................................27

2.3.Постановка задачи в одно- и двухмерном приближении...........30

2.4.Результаты вычислений и сравнение с экспериментом..............34

2.5.Динамические процессы в первом контуре реактора.................39

Выводы к главе 2................................................................................47

Глава 3. Развитие аварии после разрушения первого контура и модель выброса радиоактивных материалов разрушенной части

активной зоны............................................................................................49

Введение к главе 3.............................................................................49

3.1. Модель процесса истекания теплоносителя из разорванных ТК в РП и роста давления в нем................................................50

3.2. Тестирование расчетной методики и уравнений состояния.....53

3.3. Результаты численного моделирования аварии реактора РБМК...........................................................................................54

3.4. Модель выброса радиоактивных материалов разрушенной части активной зоны...................................................................55

Выводы к главе 3...............................................................................63

Глава 4. Интегрированный пакет программ RSRIA для анализа динамических процессов в активной зоне реактора при реактив-ностных авариях типа RIA. Оценка накопления радионуклидов в

облученном топливе энергетических ядерных реакторов.......................65

Введение к главе 4...............................................................................65

4.1. Интегрированный пакет программы К8ША...............................66

4.2. Оценка накопления радионуклидов в облученном ядерном

топливе и их радиационных характеристик................................76

4.2.1 .Метод расчета радиационных характеристик.

Модельные упрощения и введение в программу

В1епс1егЬ...............................................................................76

4.2.2.Проверочные расчеты радиационных характеристик облученного топлива с помощью программы

В1епс1егЬ...............................................................................91

Выводы к главе 4.................................................................................96

Основные результаты и выводы................................................................99

Литература..................................................................................................101

Введение

Безопасность атомной энергетики включает обширный комплекс инженерно-технических и организационных мер. Они направлены не только на предотвращение аварий и происшествий на атомных электростанциях (АЭС), но и на минимизацию негативных последствий этих аварий и происшествий, если они все же произойдут. От степени эффективности этих мер решающим образом зависят перспективы ее развития,

Это не следует интерпретировать как завуалированный призыв к специалистам и общественности «снизить планку» высокой степени всеобщего неприятия аварий на АЭС. Такой подход был бы не только неправильным применительно к атомной энергетике как к конкретной отрасли науки, техники и народного хозяйства, но находился бы в очевидном противоречии с исторической логикой цивилизационных отношений в макросистеме «человек-технология.» Речь идет о том, чтобы атомная энергетика, как опасная технология, должна быть обеспечена системой минимизации возможных негативных последствий ее использования, как и любая подобная.

Необходимым условием создания такой системы является исследование наиболее типичных сценариев ядерных аварий на АЭС с целью придания рекомендациям по устранению их негативных последствий системного и количественного характера. К числу наиболее опасных аварийных ситуаций на ядерных реакторах относится неконтролируемое введение избыточной реактивности в активную зону из-за неисправности системы регулирования или других причин. Такие аварийные ситуации относят к авариям типа RIA (Reactivity Initiated Accident), именно к этому типу относится авария на Чернобыльской АЭС.

При неблагоприятном сценарии развития RIA-авария приводит к быстрому росту энерговыделения в топливе, нарушению баланса теплообмена и резкому повышению температуры до порога разрушения оболочек твэлов с последующим распространением топлива в теплоноситель. Далее, интенсивный теплообмен горячего топлива с теплоносителем через парообразование («взрывное кипение») может приводить к генерации мощных импульсов давления с крутым фронтом и высокой амплитудой. Эти импульсы могут быть достаточны для разрушения активной зоны и созда-

ния повреждений в системе реактора вне активной зоны (корпус реактора, защитная оболочка). Дальнейшее развитие аварии может привести к выходу высокорадиоактивного облученного ядерного топлива за технологические защитные барьеры во внешнюю среду, в том числе в наиболее уязвимые экосистемы, нанесению им значительного ущерба и, как следствие, необходимости принятия срочных (иногда - совершенно безотлагательных) организационных и технических мероприятий по ликвидации последствий аварии.

После чернобыльской аварии стало ясно, что обсуждаемый класс реакторных аварий вообще изучен недостаточно. Это обусловило рост интереса к математическому моделированию возможных сценариев их протекания. В частности, значительным шагом в этом направлении стала работы [Fletcher 1988; Fujishiro Т., Ishijima К. 1990; Kim В., Corradim M.L., 1988; Kirchner G., Noak C.C. 1988; Адамов E.O. и др. 1990; Сироткин В.К., 1992], в которых были заложены основы последовательного модельного описания RIA-аварии. В настоящей работе это направление исследований получило дальнейшее развитие. При этом учитывалось, что практическая ценность подобного модельного описания в огромной мере зависит, во-первых, от степени его адаптивности к общедоступным вычислительным средствам, а во-вторых, от скорости, предоставления конечной информации, необходимой для принятия осознанных практических действий.

Очевидно, что одновременное выполнение этих требований возможно лишь в рамках создания некоторой прогностической вычислительной системы (или систем), которые могут быть задействованы оперативным персоналом реакторной установки немедленно после аварии или возникновения ее угрозы. При этом активация и практическое использование такой системы должно быть доступно (по крайней мере для некоторых классов прогностических задач) сотрудникам с относительно невысоким уровнем физико-математической и компьютерной подготовки - хотя желательна возможность решения и более сложных задач специалистами со специальной подготовкой. Отсутствие, в том числе, подобных систем, например, при ликвидации последствий аварии на Чернобыльской АЭС привело к тому, что масштаб этих последствий, при всей тяжести аварии, был, несомненно, существенно большим, чем он мог бы быть (и обязан был быть). С другой стороны, такая система позволит провести де-

тальное численное исследование физических процессов при реактивностных ядерных авариях и выявить участки технологии, наиболее "уязвимые" с точки зрения их возможного возникновения и развития, способствуя тем самьм принятию эффективных предупредительных мер.

Актуальность работы заключается в том, что она направлена на создание подобной пользовательской системы, позволяющей за короткое время оценивать не только масштаб и характер ША-аварии как совокупности быстропротекающих динамических процессов, но и важнейшие радиационные характеристики облученного ядерного топлива, попадающего при развитии аварии во внешнюю среду и обуславливающего негативные последствия аварии для природы и людей.

С учетом сказанного, цель диссертации состоит в следующем:

- совершенствование и развитие разработанных ранее модельных методов описания К1А-аварии;

- создание, на основе этих методов, быстродействующей справочно- прогностической системы, предусматривающей возможный характер запросов пользователей с различным уровнем профессиональной подготовки и ориентированной на общедоступное компьютерное обеспечение;

- разработка метода экспрессной расчетной оценки основных радиационных характеристик облученного ядерного топлива современных энергетических реакторов и оформление этого метода в виде компьютерной программы широкого пользовательского доступа.

В соответствии с этим можно выделить следующие основные задачи диссертации:

- оценка дисперсного состава ядерного топлива, освобождающегося в ходе разрушения твэлов при реактивностной аварии, поскольку дисперсность разлетающегося топлива является одним из ключевых параметров при анализе дальнейших стадий аварии;

- развитие расчетного аппарата динамики многокомпонентной среды для формулирования и решения задач моделирования взаимодействия диспергированного топлива с теплоносителем, в том числе парового взрыва;

- исследование характеристик процессов выноса материалов активной зоны после разрушения первого контура реактора с учетом фрагментации топлива;

- объединение модельных методов исследования реактивностной аварии в единый программный пакет, предусматривающий, помимо сформулированных выше требований, также и наличие редактора физических ошибок;

- исследование возможностей и путей упрощения, с целью повышения быстродействия и облегчения пользовательского доступа, методов оценки радиационных характеристик облученного топлива, в первую очередь за счет исключения второстепенных, применительно к рассматриваемой задаче, реакций деления и соответственного сокращения константного обеспечения;

- верификация и программное оформление упрощенных способов расчета облученного ядерного топлива.

Методы исследований. Методический подход к выполнению диссертационной работы включает:

- анализ качественной картины изучаемых явлений;

- постановка и формализация физических моделей исследуемых процессов;

- разработка математических методов количественного анализа исследуемых явлений с учетом последующей необходимости их объединения в единый программный пакет;

- проверка работоспособности указанных методов при использовании в задачах, описывающих развитие реактивностной аварии на реальных ядерно-технических установках;

- сравнение полученных расчетных результатов с имеющимися экспериментальными данными в тех случаях, когда такое сравнение возможно.

Научная новизна диссертации состоит в следующем:

- разработан новый способ расчетной оценки дисперсного состава разлетающегося ядерного топлива при реактивностной аварии;

- показано, что для описания динамики многокомпонентной среды, моделирующей взаимодействие расплавленного топлива с теплоносителем, пригодна достаточно простая в формулировке и программной реализации одномерная модель;

- установлено, что с наибольшей вероятностью из разрушенного при МА-аварии реактора будут выброшены частицы топлива с диаметром от ОД до 1 мм; они же, на начальной стадии аварии, обуславливают большую часть выноса массы из активной зоны в окружающую среду;

- предложен новый метод экспрессной оценки радиационных характеристик продуктов деления, позволяющий, ценой незначительной потери точности прогноза, резко снизить время его получения и существенно уменьшить объем необходимого константного обеспечения.

На защиту выносятся:

1. Модель формирования дисперсного состава ядерного топлива, освобождающегося из твэлов ядерного реактора при реактивностной аварии;

2. Сравнение результатов использования одномерной и двухмерной моделей для описания взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем;

3. Результаты численных расчетов дисперсного состава топливных частиц, выносимых во внешнюю среду при разрушении активной зоны реактора;

4. Пакет вычислительных программ для сквозного модельного расчета реактивностной аварии;

5. Экспрессный метод прогнозирования радиационных характеристик облученного ядерного топлива и программная реализация этого метода.

Практическое значение работы заключается в том, что ее результаты могут быть использованы для методического и программного обеспечения деятельности проектных, эксплуатационных, надзорных и исследовательских организаций в сфере атомной промышленности и энергетики, в том числе в учебных и тренировочных целях.

В главе 1, в предположении имевшего место в ходе реактивностной аварии разрушения оболочки твэла ядерного реактора, исследован процесс разлета в теплоноситель ядерного топлива и его диспергирования. Полученные результаты сравниваются с данными капсульных экспериментов. Особое внимание уделено разработке модельного описания процесса диспергирования топлива без введения свободных параметров, так как выполнение этого требования позволяет использовать модель и

реализующую ее вычислительную программу для изучения рассматриваемой стадии реактивностной аварии на любой конкретной ядерно-технической установке.

В главе 2 исследуются сравнительные возможности вычислительных алгоритмов, реализующих различные модельные подходы к описанию взаимодействия расплавленного топлива с теплоносителем. Для этого выполнено самоставление резуль- У татов, полученных с помощью одно- и двухмерной программ расчета динамики многокомпонентной среды, с учетом имеющейся экспериментальной информации. При этом в качестве конечной цели сравнения ставится выбор модельного подхода и соответствующей ему расчетной схемы, обеспечивающих, при приемлемой для практических задач адекватности описания рассматриваемых процессов, относительную простоту вычислительной программы и ее высокое быстродействие.

В главе 3 выполнено численное моделирование процесса переноса дисперсных топливных частиц газовым потоком. Исходные параметры модели были выбраны характерными для взрывного выброса частиц расплавленного топлива из реакторного помещения, разрушенного при реактивностной аварии. Учитывалось взаимодействие твердой и газообразной компонент в потоке, а также действие сил тяжести. В вычислениях использовалось распределение частиц по их размерам, характерное для аварии на Чернобыльской АЭС. Поток смеси горячих частиц с воздухом, вызванный взрывным разрушением активной зоны, моделировался в рамках одномерной модели с термодинамической и механической неравновесностью фаз. Исследовался также вклад топливных частиц различной величины в массу выброса из активной зоны во внешнюю среду.

В разделе 1 главы 4 описан пользовательский пакет расчетных программ для персональной ЭВМ, позволяющий последовательно моделировать различные стадии протекания реактивностной аварии - начиная с введения избыточной реактивности с известными параметрами и заканчивая паровым взрывом и выходом облученного ядерного топлива за защитные барьеры во внешнюю среду. Структура и константное обеспечение пакета формировались с учетом возможного характера и содержания запроса и уровня подготовки пользователя. В пакете предусмотрена система «смысловых предохранителей», препятствующих ненужным затратам времени и сил

при уходе значений параметров моделирования в нефизические области, а также разветвленные программные средства визуализации.

Раздел 2 главы 4 посвящен разработке, программной реализации и проверке работоспособности упрощенного экспрессного способа расчета радиационных характеристик облученного ядерного топлива, которое может быть освобождено во внешнюю среду при реактивностной аварии. Для этого из константного обеспечения были удалены второстепенные по значимости реакции деления и генетические связи между актинидами, а список рассматриваемых осколочных ядер был ограничен радионуклидами,