автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлых аварий на АЭС

На правах рукописи

005060180

лВ

Ртищев Никита Александрович

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДИНАМИЧЕСКИХ НАГРУЗОК ПРИ ТЕРМИЧЕСКОМ ВЗАИМОДЕЙСТВИИ КОРИУМА С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В ХОДЕ ТЯЖЁЛЫХ АВАРИЙ НА АЭС

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

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

3 о МАЙ

Москва - 2013

005060180

Работа выполнена в ФГБОУ ВПО «НИУ«МЭИ» на кафедре Атомных электрических станций

Научный руководитель:

доктор технических наук, начальник вычислительного отдела ОАО «ЭНИЦ», профессор кафедры АЭС НИУ «МЭИ»

Мелихов Владимир Игорьевич

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор кафедры Инженерной теплофизики НИУ «МЭИ» Кузма-Кичта Юрий Альфредович

доктор физико-математических наук, начальник научно исследовательского сектора Института экспериментальной газодинамики и физики взрыва ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ» Дреннов Олег Борисович

Ведущая организация: Институт теплофизики Сибирского

отделения РАН

Защита состоится «26» июня 2013 года в 14 часов, на заседании диссертационного совета Д 212.157.07 ФГБОУ ВПО «НИУ«МЭИ» по адресу: 111250, г. Москва, ул. Красноказарменная, д.14, Малый актовый зал МЭИ.

С диссертацией можно ознакомится в библиотеке ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ»

Автореферат разослан « /Л мая 2013 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

К.Т.Н.

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Требование обеспечения высокого уровня безопасности и надежности АЭС диктует необходимость выполнения углубленных оценок безопасности, включая рассмотрение запроектных аварий. Тяжелая авария на АЭС, вызывающая разрушение и плавление активной зоны реактора, является одним из самых опасных по своим последствиям типов запроектной аварии. В ходе ее развития возможны ситуации, приводящие к прямому контакту высокотемпературного расплава материалов активной зоны (кориума) с теплоносителем и их термическому взаимодействию, которое при определенных условиях может осуществляться взрывным образом вследствие мощного когерентного вскипания теплоносителя и сопровождаться динамическим воздействиями на окружающие конструкции. Вследствие возникающих угроз целостности АЭС при таком развитии аварийных событий термическое взаимодействие кориума с теплоносителем и соответствующие динамические воздействия уже много лет является важным предметом исследований специалистов в области безопасности атомной энергетики. Ввиду исключительной сложности реализующихся при термическом взаимодействии многофазных неравновесных многоскоростных процессов, сопровождающихся неустойчивостями различной природы, исчерпывающая теория этого явления еще далека до своего завершения. Необходимы дальнейшие экспериментальные и теоретические исследования, разработка, усовершенствование и валидация расчетных кодов для анализов термического взаимодействия, квалифицированное проведение оценок динамических воздействий для АЭС различного типа с помощью этих кодов. Диссертационная работа посвящена исследованиям по этим направлениям, что и определяет ее актуальность.

Цель работы состоит в определении динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжелой аварии на АЭС.

Основными задачами исследования являются:

- аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС;

разработка и усовершенствование математических моделей термического взаимодействия кориума с теплоносителем, доработка/создание соответствующих расчетных кодов;

- валидация этих кодов на экспериментальных данных по термическому взаимодействию кориума с теплоносителем;

- определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с водой в корпусе реактора ВВЭР-1000 (внутрикорпусной паровой взрыв);

- определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР-1000 (внекорпусной паровой взрыв);

- определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БН-600.

Научная новизна. В диссертационной работе:

1. Усовершенствована карта режимов течения, входящая в состав математической модели кода VAPEX-P, предназначенного для моделирования стадии перемешивания кориума с водой.

2. Выполнена валидация кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

3. Разработана интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе создан расчетный код CSI.

4. Выполнена валидация кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

Достоверность результатов выполненных исследований подтверждается:

- применением общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании/доработки математических моделей;

- использование апробированных корреляций и соотношений для описания трения и тепло и массообмена между фазами;

- результатами валидации кодов VAPEX-P, VAPEX-D, CSI. Практическая ценность проведенного исследования состоит в

применении доработанных и валидированных расчетных кодов VAPEX-P и VAPEX-D для оценок динамических воздействий при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР и в применении созданного и валидированного расчетного кода CSI для оценок динамических воздействий при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН.

Все основные этапы исследования выполнялись по договору между Проекгно-конструкторского филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом» и НИУ «МЭИ» № 2077110 от 04.04.2011 г. и Государственному контракту с Министерством образования и науки РФ ГК № 14.740.11.0093 от 08.09 2010 г. Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

2. Математическая модель и расчетный код CSI для анализа термического взаимодействия кориума с натрием.

3. Результаты валидации созданного расчетного кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

4. Значения динамических нагрузок при внутрикорпусном паровом взрыве в корпусе реактора ВВЭР-1000.

5. Значения динамических нагрузок при внекорпусном паровом взрыве в шахте реактора ВВЭР-1000.

6. Значения динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БН-600.

Личный вклад автора. Все этапы работы по доработке математической модели кода VAPEX-P, валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FAROL-14, FAROL-24 и FAROL-28, созданию интегральной математической модели термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе кода CSI, валидации кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН, определению динамических нагрузок при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР, а также при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на

конференции-конкурсе молодых физиков (Москва, 13 февраля 2012 г.); XIII школе молодых учёных ИБРАЭ РАН (26 - 27 апреля 2012 г.);

XVIII международной научно-технической конференции студентов и аспирантов "РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА" (Москва, 1-2 марта 2012 г.);

Научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика 2012) (Обнинск, 24-26 октября 2012 г.); международном совещании участников международного проекта SERENA, посвященного исследованиям термического взаимодействия кориума с теплоносителем (Франция, Кадараш, 5-7 ноября 2012 г.);

XIX международной научно-технической конференции студентов и аспирантов "РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА" (Москва, 28 февраля-1 марта 2013 г.).

Публикации. Основные результаты работы были изложены в трех статьях, опубликованных в журналах из списка ВАК "Фундаментальные исследования" "Вестник МЭИ", в одной статье в рецензируемом международном журнале "Science and Technology of Nuclear Installations" (импакт-фактор 0,562), включенном в реферативную базу Scopus, и в пяти докладах, опубликованных в трудах отечественных и международных конференций.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы из 158 наименований. Диссертация содержит 228 страниц текста, в том числе 13 таблиц и 60 рисунков.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении показана актуальность проведенных в диссертации исследований, определены цели и задачи работы и дана общая постановка решаемых в диссертации задач.

В первой главе приводится аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС. В обзоре отмечается, что термическое взаимодействие расплавленных материалов активной зоны (кориум) с теплоносителем, возникающее в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВЭЭР и АЭС с БН, может вызывать существенные динамические воздействия на окружающие конструкции и создавать угрозу их целостности. Различие между типичными сценариями протеканий тяжёлых аварий на АЭС с ВВЭР и АЭС с БН приводит к разным начальным конфигурациям системы «кориум-теплоноситель», определяющим последующий характер протекания процесса термического взаимодействия кориума с водяным и с натриевым теплоносителями.

Наличие плёночного кипения в системе «кориум-теплоноситель» оказывает существенное влияние на процесс их термического взаимодействия.

В системе «кориум-вода» на поверхности крупных капель устанавливается устойчивый режим плёночного кипения, что способствует формированию значительной области перемешивания, содержащей большое количество тепловой энергии, высвобождение которой может привести к мощному паровому взрыву.

При первоначальном контакте кориума с натрием, для типичных условий тяжёлой аварии в реакторах с натриевым теплоносителем, устойчивое плёночное кипение на каплях кориума не реализуется. Поэтому при термическом взаимодействии кориума с натрием не происходит формирование протяжённой области перемешивания, а зона их взаимодействия определяется масштабом первоначального контакта. Передача тепла от кориума в натрий вызывает быстрое расширение кипящего натрия в зоне взаимодействия. Расширяющаяся зона взаимодействия приводит в движение прилегающий к ней «холодный» натрий, что приводит к динамическим нагрузкам на окружающие конструкции.

В обзоре показано, что основной неразрешенной проблемой при изучении термического взаимодействия в системе «вода-кориум» на данный момент является отсутствие паровых взрывов в экспериментах KROTOS для системы натурный кориум - вода, хотя в экспериментах, выполненных в НПО «Луч», а также на экспериментальных установках FARO и TR.OI, паровые взрывы были зафиксированы. При этом для других систем (АЬОз-вода, олово-вода) на установке KROTOS были осуществлены паровые взрывы.

Для оценки параметров термического взаимодействия в системе «кориум-вода» и возникающих при этом динамических нагрузок созданы расчётные коды, валидированные на имеющихся опытных данных. В расчётах тяжёлых

аварий на АЭС с ВВЭР/РТЛТ1 по этим кодам событие, инициирующее паровой взрыв консервативно постулируется.

Основная проблема при изучении термического взаимодействия в системе «натрий-кориум» состоит в отсутствии механистических моделей начальной стадии перемешивания кориума с натрием и его фрагментации при разрушении ' оболочек твэл. Как правило, предполагается или мгновенное перемешивание, или упрощённое параметрическое описание.

Ввиду малой изученности процесса перемешивания кориума с натрием, ддя оценки параметров термического взаимодействия в этой системе и возникающих при этом динамических нагрузок используются (или дорабатываются) упрощённые математические модели и расчётные коды, в которых процессы перемешивания и фрагментации моделируются упрощённо.

Во второй главе излагаются разработанные математические модели для анализа взаимодействия кориума с теплоносителем.

На основе подходов механики многофазных сред сформулированы математические модели, описывающие пространственное перемешивание кориума с водой и распространения волны термической детонации с её последующим расширением.

Модель перемешивания кориума с водой рассматривает следующие фазы: вода, пар, струя кориума, капли кориума и пористая структура, образующаяся в результате падения и затвердевания кориума. Описание движения воды, пара и струи кориума основывается на эйлеровом (континуальном) подходе, а динамика капель кориума описывается с помощью лагранжева подхода. Используется цилиндрическая система координат в осе-симметричном случае. Для описания межфазного трения, тепло и массобмена используется подробный набор корреляций и соотношений, основанный на применении расширенной автором диссертации карты режимов течения двухфазного пароводяного потока (пузырьковый, подразделяющийся на режим мелких пузырьков, переходный режим и режим крупных паровых снарядов; эмульсионный режим и капельный). Для описания фрагментации капель кориума используется модель Пилча-Эрдмана. Фрагментация струи кориума описывается корреляцией Саито:

Я;

\Ра

теплоноситель, р/ - плотность расплава, ра - плотность теплоносителя,

и2

= —— - число Фруда, и, - скорость струи при входе в теплоноситель.

Данная модель была реализована в виде кода УАРЕХ-Р, предназначенного для анализа процессов перемешивания кориума с водой при тяжёлых авариях на АЭС с ВВЭР/Р\У11.

При разработке модели распространения волны термической детонации была применена концепция микровзаимодействий кориума с водой. Эта концепция предполагает, что образующиеся при дроблении крупных капель кориума мелкие фрагменты мгновенно смешиваются с находящейся рядом водой, которая сразу же испаряется, и образуется гомогенная равновесная среда (фрагмент + .окружающая его паровая область). Остальная часть воды, находящаяся «далеко» от фрагментов — не участвует в таком «микровзаимодействии». Модель распространения волны термической детонации рассматривает в рамках эйлерового подхода следующие фазы: крупные капли кориума, мелкие капли кориума (фрагменты кориума), пар вблизи фрагментов кориума, вода вдали от фрагментов кориума. Скорость фрагментации крупных капель кориума в волне термической детонации описывается корреляцией Патела и Теофануса, основанной на концепции неустойчивости Релея-Тейлора. Особенностью модели микровзаимодействий является унос (захват) части «удаленной» воды в «близлежащую», находящуюся в фазе микровзаимодействий, в результате фрагментации материнской капли кориума, при этом скорость «захвата» определяется пропорционально скорости фрагментации крупных капель кориума.

Данная модель была реализована в виде кода УАРЕХ-Б, предназначенного для анализа процессов распространения волны термической детонации в системе «кориум-вода» и последующего расширения.

Излагается разработанная автором интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием. Предполагается, что происходит мгновенное перемешивание фрагментов кориума с натрием. При этом процесс термического взаимодействия происходит через две последовательные фазы. На первой фазе происходит прямой контакт натрия с частицами кориума и нагрев натрия. Как только натрий достигает температуры насыщения -наступает вторая фаза процесса, характеризующаяся возникновением плёночного кипения натрия на частицах кориума и резким расширением зоны взаимодействия, приводящим к возникновению динамических нагрузок на окружающие конструкции.

Данная модель была реализована в виде кода СЭТ, предназначенного для анализа процессов термического взаимодействия кориума с натрием и расчёта возникающих динамических нагрузок.

В третьей главе описывается результаты валидации кодов УАРЕХ-Р и С81, описывающих термическое взаимодействие кориума с теплоносителем.

Валидация кодов УАРЕХ-Р и УАРЕХ-Б, описывающих термическое взаимодействие расплава с теплоносителем на стадии предварительного перемешивания и на последующих стадиях термической детонации и расширения, была выполнена в 1998 - 2008 без участия автора на большом

объёме экспериментальных данных, а с участием автора были выполнены валидационные расчёты кодом VAPEX-P экспериментов FARO-L14, FAROLA, FARO-L28, в ходе разработки модуля VAPEX-M для интегрального системного одномерного кода СОКРАТ.

Крупномасштабная установка FARO предназначена для исследования термического взаимодействия расплавленного кориума с водой. Она состоит из пяти основных компонент: плавильной камеры, системы отсечки плавильной камеры от рабочего участка, резервуара для накопления и последующей подачи расплава в рабочий участок, собственно рабочего участка, где происходит взаимодействие расплава с водой, а также системы отвода пара и неконденсируемых газов, позволяющей сбрасывать давление в рабочем участке. В экспериментах использовалось до 180 кг расплава U02-Zr02(-Zr) при температуре около 3100 К.

Основным параметром, характеризующим интенсивность протекания процесса термического взаимодействия, является рост давления в системе. На рисунке 1 показаны результаты расчёта давления кодом VAPEX-P эксперимента FARO-L28. Видно, что код VAPEX-P хорошо качественно и количественно описывает временную зависимость давления в системе.

18 18 14

о. га

о 12

е> х

| 10 ш л Ч

8 6 4

0 2 4 6 8 10

Время, с

Рисунок 1 - Временная зависимость давления для эксперимента FARO-L28

Были выполнены валидационные расчёты кодом CSI экспериментов по термическому взаимодействия кориума с натрием, проведённых на установках THINA и ПЛУТОН.

На установке THINA исследовалось термическое взаимодействие расплава оксида алюминия и железа с натрием. Расплав, массой до 5 кг, подготавливался в тигле и подавался в нижнюю часть рабочего участка, заполненного натрием. С помощью кода CSI были проведены валидационные расчёты экспериментов ТН561, ТН562, ТН564, ТН567. В расчётах варьировался

параметр отношения массы расплава к массе натрия в зоне взаимодействия, а также использовались различные модели плёночного кипения. Анализ результатов проведённых расчётов показал, что наилучшее совпадение с экспериментальными данными достигается при использовании модели плёночного кипения, предложенной Ь. СаЫагок, и отношении массы расплава к массе натрия Мг = 0,83. Расчётная временная зависимость давления натрия в зоне взаимодействия на начальном этапе процесса достаточно хорошо совпадает с экспериментальной, рисунок 2.

Время, с

Рисунок 2 -Расчётные и временные зависимости давления натрия для эксперимента ТН562

Стенд ПЛУТОН предназначен для экспериментального определения коэффициентов конверсии термического взаимодействия и перемещения материалов при термическом взаимодействии имитаторов кориума с натрием. В экспериментах в качестве имитатора кориума использовалась термитная смесь массой 70 г, которая выливалась в сосуд, заполненный натрием, недогретым до температуры насыщения при атмосферном давлении. В таблице 1 приведено сопоставление экспериментальных значений коэффициентов конверсии с расчётными значениями, полученными кодом С81 с использованием модели плёночного кипения Ь. СаИаго1а и отношении массы расплава к массе натрия Мг = 1,0.

Таблица 1 - Сравнение коэффициентов конверсии

Эксперимент Экспериментальное значение Расчётное значение

Н2 0,125 0,15

Н4 0,41 0,43

Проведённые валидационные расчёты показали, что, несмотря на интегральный характер математической модели кода Св!, этот код позволяет

адекватно воспроизводить основные параметры термического взаимодействия кориума с натрием.

Четвертая глава посвящена определению динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлой аварии на АЭС.

В первом разделе этой главы выполнена оценка последствий внутрикорпусного парового взрыва для ВВЭР-1000. Рассматривается следующая ситуация: в центральной части активной зоны формируется область, заполненная расплавленными материалами активной зоны. Кориум вытекает через отверстие в виде струи в нижнюю часть корпуса реактора, заполненную водой. Геометрические и теплофизические параметры приведены в таблице 2. В расчётах варьировались диаметр струи кориума и уровень воды в нижней части сосуда.

Таблица 2 - Основные параметры расчётов

Масса расплава, т 50

Температура кориума, К 3073

Состав кориума 80%ио2+ 20 %гю2

Высота падения струи кориума, м 3

Диаметр струи кориума, см 10/20/40

Давление, МПа 0,2

Температура воды, К 393 (температура насыщения)

Уровень воды, м 1/2

Радиус сосуда, м 2

Основной целью ■ расчетов перемешивания кориума с водой являлось определение массы жидких (еще не успевших затвердеть) капель кориума, образующихся в результате фрагментации струи, окруженных пароводяной смесью с низким паросодержанием, поскольку именно в таких областях («капли кориума - вода»), возможна очень быстрая передача тепловой энергии кориума к пароводяной смеси (паровой взрыв). Исследования взрывного взаимодействия капель кориума с водой свидетельствуют, что способность к возникновению и распространению значительных волн давления резко уменьшается, если капли расплава находятся в пароводяной смеси с паросодержанием (ср) больше 0,5-0,6. В расчётах консервативно полагается, что паровой взрыв возможен, если капли кориума находятся в пароводяной смеси с объёмным паросодержанием меньшим 0,6. Расчёты выполнялись с помощью кода УАРЕХ-Р.

Было проведено девять расчетов кодом УАРЕХ-Р для различных диаметров вытекающего расплава (10 см, 20 см, 40 см) и различных начальных уровней воды в нижней части корпуса реактора (1 м, 2 м, 3 м). Для каждого варианта была рассчитана масса жидких капель расплава, окруженная достаточным количеством воды (объемное паросодержание меньше 0,6).

Предполагается, что в этом случае данная часть расплава способна участвовать во взрывном взаимодействии. Масса таких капель оказалась существенно меньше всей массы расплава и составила 6 - 140 кг.

Предполагается, что после удара капель кориума о дно корпуса реактора в области жидких капель расплава, окруженных пароводяной смесью с объемным паросодержанием меньшим 0,6, начинается взрывное взаимодействие кориума с водой по механизму тонкой фрагментации с образованием мелких частиц (0,1 - 0,2 мм).

Для оценки кинетической энергии, способной выделиться в ходе взрывного взаимодействия кориума с водой, используется коэффициент конверсии:

К

77 =—

' Е

где К - кинетическая энергия движущегося потока, образующегося в результате парового взрыва, Е — тепловая энергия, запасенная в массе кориума, взаимодействующего с водой.

Максимально возможное значение коэффициента конверсии, полученное с помощью термодинамических оценок, составляет ~ 30%. Проведенные многочисленные экспериментальные исследования показали, что реальное значение коэффициента конверсии минимум на порядок меньше (~3%), а наиболее вероятное значение составляет доли процента (-0,3-0,5%).

В таблице 3 приведены значения кинетической энергии, способной выделится при взрывном взаимодействии кориума с водой, при трех значениях коэффициента конверсии: 30%, 3% и 0,3%. Оценки этой величины сделаны для трех случаев: 1) во взаимодействии участвует вся масса вытекающего кориума, 2) во взаимодействии участвуют все образующиеся капли кориума, 3) во взаимодействии участвуют только жидкие капли кориума, окруженные достаточным количеством воды (объемное паросодержание меньше 0,6).

На основе анализа литературы, в качестве минимального значения кинетической энергии потока, способной привести к деформации корпуса реактора, выбрано значение 1 ГДж.

Из таблицы 3 следует, что соизмеримое с опасной величиной кинетической энергии значение ~ 0,8 ГДж получается при взаимодействии всей массы вылившегося расплава (1639 кг) с водой при максимальном коэффициенте конверсии 30% для варианта «уровень воды Зм, диаметр струи 10 см». Однако, детальный расчет процесса перемешивания расплава с водой показывает, что в паровом взрыве может участвовать только примерно в десять раз меньшая масса расплава (140 кг) и соответственно выделяется в 10 раз меньше кинетической энергии. Это, даже при консервативном значении коэффициента конверсии 30%, приводит к безопасным для целостности корпуса реактора значениям кинетической энергии ~ 0,6 ГДж. При определении выделяющейся кинетической энергии для варианта «уровень воды Зм, диаметр струи 10 см» с более реалистическими значениями коэффициента конверсии и

рассчитанной кодом УАРЕХ-Р массой жидких капель, находящихся в области малых паросодержаний, получаются еще меньшие значения (0,6-6 МДж).

Таблица 3 - Сводные результаты расчёта внутрикорпусного парового взрыва

Уровень воды 1 м Уровень воды 2 м Уровень воды 3 м

Диаметр струи, см 10 20 40 10 20 40 10 20 40

Полная масса расплава, кг 107,5 416,5 1596 110,5 426 1600 117 437,5 , 1639

Кйн.энергия (т|=30%), МДж 49 189 720 50 193 730 54 200 ЮТ

Кин.энергия (г|=3%), МДж 4,9 18,9 72 5 19,3 73 5,4 20 75,7

Кин.энергия(т1=0,3%), МДж 0,49 1,89 7,2 0,5 1,93 7,3 0,54 2 7,57

Масса капель расплава, кг 9 20,5 59 35,5 100 264 83 253,5 736

Кин.энергия (т|=30%), МДж 4 9 26,5 16 45 119 37 114

Кин.энергия (т!=3%), МДж 0,4 0,9 2,65 1,6 4,5 11,9 3,7 11,4 33,1

Кин.энергия(т1=0,3%), МДж 0,04 0,09 0,265 0,16 0,45 1,19 0,37 1,14 3,31

Масса жидких капель расплава в пароводяной смеси с Ф<0,6, кг ;: 6 ;; 15 45 6 22,5 81 8 42 140

Кин.энергия (т!=30%), МДж 3 7 20 3 10 36 4 19 6,3

Кин.энергия (т|=3%), МДж 0,3 0,7 2 0,3 1 3,6 0,4 1,9

Кин.энергия(т1=0,3%), МДж 0,03 0,07 0,2 0,03 0,1 0,36 0,04 0,19 0,63

Таким образом, детальный расчет процесса перемешивания расплава с охладителем выявил, что лишь небольшая часть капель расплава находится в области с достаточно большим содержанием воды. Это приводит к существенному снижению взрывного потенциала системы кориум-охладитель.

Во втором разделе этой главы были определены динамические нагрузки при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР-1000. Рассматривается следующая задача: кориум вытекает из разрушенного корпуса реактора в шахту, частично заполненную водой. Были выполнены два расчета, соответствующие различным начальным уровням воды в шахте реактора. Геометрические и теплофизические параметры расчётов приведены в таблице 4.

Таблица 4 - Основные параметры расчётов

Температура кориума, К 2900

Состав кориума 80%U02 + 20%Zr02

Высота, с которой вытекает струя кориума, м 4

Диаметр струи кориума, см 100

Давление, МПа 0,1

Недогрев воды, К 50

Уровень воды, м i;3

Диаметр шахты, м 5,5

Проведенные расчеты термического взаимодействия кориума с водой в шахте реактора показали, что оно может представлять опасность для целостности шахты.

При наличии достаточного количества воды в шахте реактора в результате распада струи кориума, истекающей из корпуса, и смешения с водой образуется взрывоопасная смесь высокотемпературных капель кориума с водой. Под действием инициирующего события возникает волна термической детонации, проводящая к динамическому нагружению стенок шахты до значений, при которых возможно разрушение шахты.

Сопоставительные расчеты при различных начальных уровнях воды в шахте выявили, что наиболее опасным с точки зрения воздействия на шахту будет термическое взаимодействие при высоком уровне воды. Импульсы давления на боковые стенки отличаются более чем на порядок (180 кПа с -уровень 3 м, 13 кПа-с - начальный уровень 1 м). Следует отметить, что воздействие на основание шахты в обоих случаях примерно одинаковое - около 400 кПа с. Это связано с тем, что волны давления, генерируемые из зоны взрыва, проходят вниз, практически не ослабляясь, в то время как их распространение в поперечном направлении существенно ослабляется для малых уровней воды из-за разгрузки на поверхности раздела вода-водяной пар.

Таким образом, выполненный анализ показал, что при проливе расплавленного кориума в шахту реактора возникающий паровой взрыв оказывает значительные нагрузки на стенки, создавая угрозу ее целостности,

В третьем разделе этой главы были определены динамические нагрузки при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжёлой аварии на АЭС с БН-600. Рассматривалась авария типа ULOF (Unprotected Loss Of Flow) -авария с потерей расхода теплоносителя. Данная авария реализуется при полной потере системного и автономного электроснабжения с отказом аварийной защиты реактора.

Для расчёта термического взаимодействия кориума с натрием в ходе тяжёлой аварии на АЭС с БН-600 использовались следующие исходные данные:

• объем газа (аргона) в газовой полости реактора 45 м3;

• средняя температура натрия в верхней смесительной камере реактора 800°С;

• температура натрия в зоне взаимодействия с топливом 900°С;

• начальное давление газовой подушки над свободным уровнем реактора 0.2 МПа;

• масса расплавленного топлива 3500 кг;

• температура топлива 3600°С.

С помощью кода С81 моделировался выход кориума в верхнюю камеру реактора БН-600 и его последующее взаимодействие с натрием. Результаты валидации кода С81 показали, что наилучшее совпадение с экспериментальными данными получается при использовании отношения массы кориума к массе натрия в зоне взаимодействия Мг в диапазоне 0,83 - 1,0 и использовании модели плёночного кипения, предложенная Ь. СаЫаго1а. Поэтому при расчётах термического взаимодействия в верхней камере реактора БН-600 также использовалась эта модель плёночного кипения, а значение Мг варьировалось в пределах 0,8 - 1,2 (значения Мг> 1 использовались с целью получения консервативных результатов).

В наиболее консервативном расчёте, при Мг = 1,2 максимальное значение давления в натрии составило 20 бар, а давление в газе - 11 бар. Рассчитанные по коду СБ1 значения коэффициентов конверсии находились в диапазоне 0,16 - 0,18 %.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. Термическое взаимодействие расплавленных материалов активной зоны (кориум) с теплоносителем, возникающее в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВЭЭР и АЭС с БН, может приводить к существенным динамическим воздействиям на окружающие конструкции и создавать угрозу их целостности.

2. Существенное различие между типичными сценариями протеканий тяжёлых аварий на АЭС с ВВЭР и АЭС с БН приводит к различным начальным конфигурациям системы «кориум-теплоноситель», определяющим последующий характер протекания процесса термического взаимодействия кориума с водяным и с натриевым теплоносителями и связанные с ним динамические нагрузки на конструкции.

3. На основе подходов механики многофазных сред сформулированы математические модели, описывающие пространственное перемешивание кориума с водой и распространения волны термической детонации с её последующим расширением.

4. Разработана интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием. Предполагается, что происходит мгновенное перемешивание фрагментов кориума с натрием. При этом процесс

термического взаимодействия происходит через две последовательные фазы. На первой фазе происходит прямой контакт натрия с частицами кориума и нагрев натрия. Как только натрий достигает температуры насыщения -наступает вторая фаза процесса, характеризующаяся возникновением плёночного кипения натрия на частицах кориума и резким расширением зоны взаимодействия, приводящим к возникновению динамических нагрузок на окружающие конструкции.

5. Выполнены валидационные расчёты кодом УАРЕХ-Р экспериментов РА£Ю-Ы4, РАБЮ-Ь24, РААО-Ь28, в ходе разработки модуля УАРЕХ-М для интегрального системного одномерного кода СОКРАТ. Код УАРЕХ-Р адекватно воспроизводит основные черты термического взаимодействия кориума с водой. Основным параметром, характеризующим интенсивность протекания процесса термического взаимодействия, является рост давления в системе. Код УАРЕХ-Р хорошо качественно и количественно описывает временные зависимости давления в системе.

6. Выполнены валидационные расчёты кодом С81 экспериментов на установках ТНША и ПЛУТОН. Эти валидационные расчёты показали, что, несмотря на интегральный характер математической модели кода С81, этот код позволяет адекватно воспроизводить основные параметры термического взаимодействия кориума с натрием.

7. С помощью кода УАРЕХ-Р выполнены расчёты динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем внутри корпуса реактора в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР-1000. На основе анализа результатов расчёта показано, что внутрикорпусное термическое взаимодействие не представляет угрозу для целостности корпуса реактора.

8. С помощью кодов УАРЕХ-Р и УАРЕХ-Б были выполнены расчёты динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в шахте реактора в ходе тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР-1000. Установлено, что динамические нагрузки на шахту реактора существенно зависят от уровня воды в шахте. Показано, что для обеспечения целостности шахты реактора необходимо поддерживать низкий уровень воды в шахте (около 1 м).

9. С помощью кода СБ1 были выполнены расчёты термического взаимодействия кориума с натриевым теплоносителем в ходе тяжёлой аварии типа иШБ в реакторе БН-600. Получены оценки максимальных значений давления натрия в зоне взаимодействия и давления аргона в газовой полости при различных соотношениях массы кориума к массе натрия в зоне взаимодействия.

СПИСОК РАБОТ, ОПУБЛИКОВАННЫХ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Мелихов В., Мелихов О., Якуш С., Ртищев Н. Валидация модели термического взаимодействия топлива с теплоносителем при тяжёлой аварии на АЭС (публикация на английском языке)// Science and Technology of Nuclear Installations, vol. 2011, Article ID 560157, 11 pages, 2011. doi:10.1155/2011/560157.

2. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Ртищев H.A., Боровкова Е.М. Оценка ударного воздействия на корпус реактора вследствие внутрикорпусного парового взрыва // Вестник МЭИ - 2012. - №2. С.50-57.

3. Мелихов В.И., Ртищев H.A. Разработка модели термического взаимодействия расплавленного кориума с натриевым теплоносителем. // Приложение к журналу Физическое образование в вузах. Т.18, №1, 2012. Труды конференции-конкурса молодых физиков. Москва, 13 февраля 2012 г. П21.

4. Тарасов А.Е., Ртищев H.A. Мелихов О.И., Мелихов В.И. Оценка ударных воздействий на конструкции при паровом взрыве. Сборник трудов XIII научной школы молодых учёных ИБРАЭ РАН, проходившей 26-27 апреля 2012 г. - (Препринт / Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН, апрель 2012, № IBRAE-2012-02). - М. ИБРАЭ РАН, 2012. - С.146.

5. Блинков В.Н., Мелихов В.И., Мелихов О.И., Давыдов М.В., Парфёнов Ю.В., Ртищев H.A., Тарасов А.Е., Гудеменко Д.В., Климов ÏI.C. Определение динамических нагрузок на контейнмент при внекорпусном паровом взрыве на АЭС с ВВЭР // Фундаментальные исследования, № 9 (часть 4), 2012, С. 889-893.

6. Ртищев H.A., Мелихов В.И. Разработка модели термического взаимодействия кориума с натрием // Восемнадцатая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов. 1-2 марта 2012 г., Москва. Тезисы докладов, 2012, том 4, МЭИ, С.25.

7. Мелихов О.И., Мелихов В.И., Ртищев H.A. Разработка модели термического взаимодействия расплавленного топлива с натриевым теплоносителем. Теплофизические экспериментальные и расчётно-теоретические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2012) / Сборник тезисов докладов на научно-технической конференции «Теплофизика-2012». Обнинск. ГНЦ РФ-ФЭИ. 2012. С.55.

8. Мелихов В.И., Мелихов О.И., Парфенов Ю.В., Ртищев H.A., Тарасов А.Е. Разработка и валидация математической модели для оценки параметров термического взаимодействия расплава с натриевым теплоносителем // Фундаментальные исследования, №4 (часть 5), 2013, С. 1079-1083.

9. Ртищев H.A., Тарасов А.Е., Мелихов В.И., Мелихов О.И. Разработка модели термического взаимодействия расплавленного топлива с натриевым теплоносителем // Девятнадцатая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов. 28 февраля - 1 марта 2013 г., Москва. Тезисы докладов, 2013, том 4, МЭИ, С. 18.

Подписано в печать И ■ ОЬ-AOti За к. Тир (00 Пл Полиграфический центр МЭИ, Краснока^а^ная^^Тз

ФГБОУ ВПО «НИУ «МЭИ»»

На правах рукописи

04201358326

Ртищев Никита Александрович

«ОПРЕДЕЛЕНИЕ ДИНАМИЧЕСКИХ НАГРУЗОК ПРИ ТЕРМИЧЕСКОМ ВЗАИМОДЕЙСТВИИ КОРИУМА С ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ В ХОДЕ ТЯЖЁЛЫХ АВАРИЙ НА АЭС» Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук

Научный руководитель: доктор технических наук В.И. Мелихов

Москва - 2013

ПЕРЕЧЕНЬ СОКРАЩЕНИЙ

Во число Бонда

С коэффициент трения

с0 скорость звука в натрии

сг эмпирический параметр в коэффициенте теплообмена вода-

межфазная поверхность

ср удельная теплоемкость при постоянном давлении

й диаметр дисперсной фазы

с15тпх максимальный устойчивый диаметр капли расплава

DJ диаметр струи

Е скорость захвата воды

Ео число Этвёша

/ массовая доля компонента расплава

/у объемная доля фазы в модели теплообмена излучением

р" сила трения, нормированное распределение по размерам

Fr число Фруда, скорость фрагментации

Е ускорение свободного падения

к энтальпия, коэффициент теплоотдачи, высота

Н функция Хевисайда, энтальпия, высота

Ь скрытая теплота фазового перехода

¿Ьг/с длина полного распада струи

т масса частицы

М масса компонента расплава

Мо число Мортона

N4 число Нуссельта

Р давление

Рг число Прандтля

д тепловой поток

О скорость теплообмена

я коэффициент теплоотдачи, универсальная газовая постоянная

Ке число Рейнольдса

Ь время

Т температура

V вертикальная компонента скорости

и радиальная компонента скорости

и вектор скорости

Щ скорость струи

Ше число Вебера

I высота, координата

Греческие символы

а объемная доля, коэффициент теплоотдачи

Г интенсивность парообразования/конденсации, скорость

фрагментации 6 относительная толщина плёнки пара

е излучательная способность, отношение плотности

теплоносителя и плотности расплава р плотность

Л теплопроводность, длина волны

/1 динамическая вязкость, молярная масса

а коэффициент поверхностного натяжения

а5В константа Стефана-Больцмана т характерное время

фц множитель, позволяющий приближенно учитывать эффект

влияния третьей фазы (р объемное паросодержание

Индексы

а некондесирующийся газ

Ъ пузырек пара в воде

с кориум, несущая фаза, холодна фаза

/ расплав

РВ плёночное кипение

/с вынужденная конвекция

Ре железо

У струя

к горячая фаза

н2 водород

v пар

/ жидкость

Иа натрий

пс естественная конвекция

5 поверхность капли, пар

состояние насыщения

2г цирконий

вода

пов поверхностный

Оглавление

ВВЕДЕНИЕ..........................................................................................................9

ГЛАВА 1 Аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС... 14

1.1 Особенности протекания аварий на АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН, приводящих к термическому взаимодействию кориума с теплоносителем..............................................................................................14

1.1.1 Развитие тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР...........................14

1.1.2 Развитие тяжёлой аварии на АЭС с БН................................23

1.2 Особенности протекания процессов термического взаимодействия кориума с охладителем.......................................................29

1.3 Обзор исследований по термическому взаимодействию кориума с охладителем..................................................................................38

1.3.1 Исследования термического взаимодействия в системе «кориум-вода»............................................................................................38

1.3.1.1 Стадия предварительного перемешивания кориума с водой ..........................................................................................38

1.3.1.1.1 Дробление струи кориума в воде............................38

1.3.1.1.2 Перемешивание диспергированного кориума с охладителем ...................................................................................49

1.3.1.2 Взрывное взаимодействие кориума с водой..................58

1.3.2 Компьютерные коды для моделирования взаимодействия кориума с водой..........................................................................................67

1.3.3 Исследования термического взаимодействия в системе «кориум-натрий»........................................................................................76

1.3.3.1 Модель мгновенного перемешивания...........................76

5

1.3.3.2 Модели, учитывающие конечное время перемешивания кориума с охладителем..........................................................................77

1.3.3.3 Экспериментальные исследования термического взаимодействия кориума с натриевым теплоносителем......................91

1.3.4 Компьютерные коды для моделирования взаимодействия кориума с натрием....................................................................................109

Выводы к ГЛАВЕ 1............................................................................114

ГЛАВА 2 Математические модели термического взаимодействия кориума с теплоносителем.............................................................................................116

2.1 Математическая модель перемешивания кориума с водой... 116

2.1.1 Уравнения движения парожидкостной смеси....................116

2.1.2 Модели межфазного взаимодействия.................................119

2.1.2.1 Модели силового межфазного взаимодействия..........119

2.1.2.2 Модели межфазного теплообмена...............................124

2.1.2.3 Модель межфазного массообмена...............................126

2.1.3 Описание динамики кориума..............................................126

2.1.3.1 Модель динамики струи кориума................................127

2.1.3.2 Модель динамики, теплообмена и фрагментации капель кориума ........................................................................................129

2.1.3.3 Пористая структура......................................................132

2.2 Математическая модель крупномасштабного взрывного взаимодействия кориума с водой, реализующегося как волна термической детонации ..................................................................................................132

2.2.1 Основные предположения и допущения............................132

2.2.2 Уравнения сохранения объёма, массы, импульса и энергии фаз ..............................................................................................134

2.2.3 Описание межфазного взаимодействия.............................137

2.3 Интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием ..................................................................................................140

2.3.1 Общее описание...................................................................140

2.3.2 Уравнения сохранения массы, энергии и импульса..........142

Выводы к ГЛАВЕ 2............................................................................156

ГЛАВА 3 Валидация кодов VAPEX-P, VAPEX-D и С SI...........................158

3.1 Валидация кодов VАРЕХ-Р и VAPEX-D...............................158

3.1.1 Описание экспериментальной установки FARO...............158

3.1.2 Результаты валидации и кросс-верификации кода VAPEX-P.

..............................................................................................162

3.2 Валидация кода CSI.................................................................164

3.2.1 Валидация кода CSI на экспериментах на установке THINA.

..............................................................................................164

3.2.2 Валидация кода CSI на экспериментах на установке ПЛУТОН ..............................................................................................170

ГЛАВА 4 Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжёлой аварии на АЭС ....

..................................................................................................174

4.1 Определение последствий внутрикорпусного парового взрыва для ВВЭР-1000 ............................................................................................. 174

4.1.1 Анализ перемешивания кориума с водой в корпусе реактора ..............................................................................................174

4.1.2 Оценка выделяющейся механической энергии в ходе внутрикорпусного взаимодействия расплава с водой............................179

4.1.3 Анализ полученных результатов........................................181

4.2 Определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР-1000 .............. 182

4.2.1 Постановка задачи о термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора.........................................................................183

4.2.2 Результаты расчетов термического взаимодействия кориума с водой в шахте реактора кодами VAPEX-P и VAPEX-D......................185

4.2.2.1 Расчет с начальным уровнем воды 3 м........................185

4.2.2.2 .Расчет с начальным уровнем воды 1 м.......................194

4.2.3 Анализ полученных результатов........................................201

4.3 Оценка динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжёлой аварии на АЭС с БН-600 ..................................................................................................202

Выводы к ГЛАВЕ 4............................................................................206

ЗАКЛЮЧЕНИЕ................................................................................................207

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ................................................................................210

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы.

Требование обеспечения высокого уровня безопасности и надежности АЭС диктует необходимость выполнения углубленных оценок безопасности, включая рассмотрение запроектных аварий. Тяжелая авария на АЭС, вызывающая разрушение и плавление активной зоны реактора, является одним из самых опасных по своим последствиям типов запроектной аварии. В ходе ее развития возможны ситуации, приводящие к прямому контакту высокотемпературного расплава материалов активной зоны (кориума) с теплоносителем и их термическому взаимодействию, которое при определенных условиях может осуществляться взрывным образом вследствие мощного когерентного вскипания теплоносителя и сопровождаться динамическим воздействиями на окружающие конструкции. Вследствие возникающих угроз целостности АЭС при таком развитии аварийных событий термическое взаимодействие кориума с теплоносителем и соответствующие динамические воздействия уже много лет является важным предметом исследований специалистов в области безопасности атомной энергетики. Ввиду исключительной сложности реализующихся при термическом взаимодействии многофазных неравновесных многоскоростных процессов, сопровождающихся неустойчивостями различной природы, исчерпывающая теория этого явления еще далека до своего завершения. Необходимы дальнейшие экспериментальные и теоретические исследования, разработка, усовершенствование и валидация расчетных кодов для анализов термического взаимодействия, квалифицированное проведение оценок динамических воздействий для АЭС различного типа с помощью этих кодов. Диссертационная работа посвящена исследованиям по этим направлениям, что и определяет ее актуальность.

Основными целями и задачами диссертации является:

определение динамических нагрузок при термическом взаимодействии кориума с теплоносителем в ходе тяжелой аварии на АЭС. Основными задачами исследования являются:

- аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС;

разработка и усовершенствование математических моделей термического взаимодействия кориума с теплоносителем, доработка/создание соответствующих расчетных кодов;

валидация этих кодов на экспериментальных данных по термическому взаимодействию кориума с теплоносителем;

определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с водой в корпусе реактора ВВЭР (внутрикорпусной паровой взрыв);

определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с водой в шахте реактора ВВЭР (внекорпусной паровой взрыв);

определение динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БЫ. Новизна работы. В диссертационной работе:

1. Усовершенствована карта режимов течения, входящая в состав математической модели кода VAPEX-P, предназначенного для моделирования стадии перемешивания кориума с водой.

2. Выполнена валидация кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

3. Разработана интегральная модель термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе создан расчетный код CSI.

4. Выполнена валидация кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

Достоверность результатов выполненных исследований подтверждается:

- применением общепризнанных методов и подходов механики многофазных сред при создании/доработки математических моделей;

- использование апробированных корреляций и соотношений для описания трения и тепло и массообмена между фазами;

- результатами валидации кодов VAPEX-P, VAPEX-D, CSI. Практическая ценность проведенного исследования состоит в

применении доработанных и валидированных расчетных кодов VAPEX-P и VAPEX-D для оценок динамических воздействий при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР и в применении созданного и валидированного расчетного кода CSI для оценок динамических воздействий при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН.

Все основные этапы исследования выполнялись по договору между Проектно-конструкторского филиалом ОАО «Концерн Росэнергоатом» и НИУ «МЭИ» № 2077110 от 04.04.2011 г. и Государственному контракту с Министерством образования и науки РФ ГК № 14.740.11.0093 от 08.09 2010 г.

Положения, выносимые на защиту:

1. Результаты валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28.

2. Математическая модель и расчетный код CSI для анализа термического взаимодействия кориума с натрием.

3. Результаты валидации созданного расчетного кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН.

4. Значения динамических нагрузок на конструкции при внутрикорпусном паровом взрыве в корпусе реактора ВВЭР.

5. Значения динамических нагрузок на конструкции при внекорпусном паровом взрыве в шахте реактора ВВЭР.

6. Значения динамических нагрузок на конструкции при термическом взаимодействии кориума с натрием в корпусе реактора БН.

Личный вклад автора. Все этапы работы по доработке математической модели кода VAPEX-P, валидации кода VAPEX-P на опытных данных экспериментов FARO L-14, FARO L-24 и FARO L-28, созданию интегральной математической модели термического взаимодействия кориума с натрием и на ее основе кода CSI, валидации кода CSI на опытных данных экспериментов THINA, ПЛУТОН, определению динамических нагрузок при внутрикорпусном и внекорпусном паровых взрывах на АЭС с ВВЭР, а также при термическом взаимодействии кориума с натрием в ходе тяжелой аварии на АЭС с БН были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии.

Публикации. Основные результаты работы были изложены в трех статьях, опубликованных в журналах из списка ВАК "Фундаментальные исследования" "Вестник МЭИ", в одной статье в рецензируемом международном журнале "Science and Technology of Nuclear Installations" (импакт-фактор 0,562), включенном в реферативную базу Scopus, и в пяти докладах, опубликованных в трудах отечественных и международных конференций.

Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались на

конференции-конкурсе молодых физиков (Москва, 13 февраля 2012 г.); XIII школе молодых учёных ИБРАЭ РАН (26 - 27 апреля 2012 г.); XVIII международной научно-технической конференции студентов и аспирантов "РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА" (Москва, 1-2 марта 2012 г.);

Научно-технической конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика 2012) (Обнинск, 24-26 октября 2012 г.); международном совещании участников международного проекта SERENA, посвященного исследованиям термического взаимодействия кориума с теплоносителем (Франция, Кадараш, 5-7 ноября 2012 г.); XIX международной научно-технической конференции студентов и аспирантов "РАДИОЭЛЕКТРОНИКА, ЭЛЕКТРОТЕХНИКА И ЭНЕРГЕТИКА" (Москва, 28 февраля-1 марта 2013 г.).

Структура и объем диссертация. Диссертация содержит введение, 4 главы, выводы, список литературы из 158 использованных источников. Диссертация выполнена на 219 листах, включая 22 таблиц и 87 рисунков.

ГЛАВА 1 Аналитический обзор исследований термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС

1.1 Особенности протекания аварий на АЭС с реакторами типа ВВЭР и БН, приводящих к термическому взаимодействию кориума с теплоносителем

При контакте двух жидкостей с существенно различными температурами, когда температура одной из жидкостей значительно превышает температуру кипения другой (например, высокотемпературный расплав материалов активной зоны энергетического реактора и вода или натрий) при определённых условиях возникает быстрое вскипание холодной жидкости, сопровождающееся резким ростом давления и быстрым расширением зоны их термического взаимодействия. Такое термическое взаимодействие или, так называемый паровой взрыв, может приводить к существенным динамическим воздействиям на окружающие конструкции и создавать угрозу их целостности.

В связи с возможными катастрофическими последствиями, это явление активно изучается в ведущих мировых ядерных центрах.

Рассмотрим особенности термического взаимодействия кориума с теплоносителем при тяжёлых авариях на АЭС с ВВЭР и АЭС с БН.

1.1.1 Развитие тяжёлой аварии на АЭС с ВВЭР

При различных разрушениях элементов и отказах систем обеспечения работоспособности реакторной установки возможны различные сценарии протекания тяжелой аварии. К числу наиболее важных сценариев относятся сценарии с полным обесточиванием и сценарии с не компенсируемой потерей теплоносителя. Последовательность основных событий в ходе тяжёло