автореферат диссертации по , 05.00.00, диссертация на тему:Разработка и применение усовершенствованной модели топлива для оценки безопасности быстрого газоохлаждаемого реактора VI поколения

62 11/99

Разработка и Применение Усовершенствованной Модели Топлива

Оценки Безопасности Быстрого Газоохлаждаемого Реактора IV Поко,

i

il

Диссертация

Представлена на факуль тете фунмменжръных]

Отделение физики ' & Государственного Политехнического Университета Лозанны (Ecole Polytechnique Fédérale de Lausanne)

На соискание ученой степени доктора наук

I*

к

я

Петр ПЕТКЕВИЧ

Инженер-физик, диплом Московского Государственного Инженерно-физического Института (Государственного Университета), Москва

Состав комиссии :

Проф. Л. Ривкин, председатель комиссии Проф. Р. Чавла, руководитель диссертации Др. Ж.-К. Гарнье, член комиссии Проф. Р. Масиан, член комиссии Др. М. Пушон, член комиссии

Лозанна, EPFL 2008

д17784-11

Реферат

Реакторы, проектируемые для строительства новых атомных станций вплоть до 2030 года, принадлежат к поколению 3 или 3+, и, как и большинство существующих, основаны на легководной технологии. Основные улучшения новых блоков касаются повышения уровня безопасности и экономической эффективности. Тем не менее, в них используются те же виды топлива, что и ранее, и топливный цикл также остается открытым. Новые возможности ядерных реакторов, (в особенности возможность замыкания топливного цикла) проектируемых для строительства после 2030, года стимулировали мировой интерес к АЭС 4-го поколения. В список концептуальных реакторов входят как тепловые, так и быстрые установки, работающие на различных видах и композициях топлива.

Целью настоящего исследования была разработка термомеханической модели новой конструкции топливного элемента, предлагаемого в рамках проекта по созданию быстрого газоохлаждаемого реактора (GFR) 4-го поколения. Особенностью данного вида топлива является размещение топливных таблеток в пластине с сотовой внутренней структурой. Предлагаемые материалы также отличаются от широко используемых в современной ядерной энергетике: топливная композиция представляет собой смесь карбидов урана и плутония, а конструкционный материал твэлов - карбид кремния. Таким образом первоочередной задачей было составление базы данных по свойствам новых материалов.

Мотивацией для разработки новой модели служила необходимость получения точных данных для расчета основных эффектов реактивности в GFR, а именно температуры топлива для расчета эффекта Доплера и деформаций топливной пластины для расчета эффекта аксиального расширения активной зоны. Существующие на данный момент программные средства не позволяют реалистично моделировать поведение подобного топлива из-за невозможности явно оценивать эффекты связанные с геометрией внутренней зоны твэла.

Модель разрабатывалась в рамках совершенствования программного комплекса FAST, широко использующегося в PSI для оценки безопасности быстрых реакторов. В основном изменения коснулись модуля термомеханического расчета традиционных топливных элементов - программы FRED. В программе FAST FRED используется в связке с TRACE - программой теплогидравлического расчета. Таким образом необходимо было разработать не только модель, но также и алгоритм обмена информацией между этими двумя программами.

Двухмерная модель топлива была разработана с рядом допущений. Поскольку в настоящий момент отсутствуют какие-либо экспериментальные данные по такому виду топлива, то для валидации была использована трехмерная модель ячейки смоделированная в программном комплексе ANSYS, использующемся для разнообразных расчетов методом конечных элементов. Та же модель была использована для дополнительных исследований поведения нового вида топлива. В том числе было показано, каким образом учет сложного теплопереноса в ячейке влияет на отличие результатов 2D и 1D моделей. Кроме того было показано, что при определенных условиях простые одномерные модели при небольшом изменении алгоритмов счета могут успешно использоваться для расчета полей температур. Другие исследования касались механики топливного элемента. Оказалось, что деформации топлива имеют локальный максимум на периферии топливной таблетки, в результате чего снижается площадь контакта и увеличиваются контактные напряжения. Был предложен ряд способов для исключения или минимизации данного эффекта.

В ходе анализа некоторых гипотетических переходных процессов исследовалось как использование новой модели влияет на получаемый результат. Было показано, что учет внутренней структуры топлива значительно сказывается на поле температур и оказывает влияние на эффекты реактивности. Однако влияние на кинетику реактора не столь сильное, т.к. эффекты реактивности рассчитываются на основе скорости изменения средних температур (dT/dt), а не на абсолютных их значениях. Наибольшие различия наблюдались для медленных (захолаживание активной зоны, потеря теплоотвода от теплоносителя первого контура) переходных процессов, где эффекты Доплера и аксиального расширения активной зоны оказываются сравнимыми по порядку величины. Скорость изменения мощности в аварии с быстрым вводом реактивности (90% полной реактивности составляет эффект Доплера) оказалось практически одинаковой при использовании 1D и 2D моделей.

Результатом данного исследования стала разработка гибкой и легкой в использовании программы для достоверного расчета переходных процессов в реакторе GFR 4-го поколения, загруженного инновационными пластинчатыми твэлами. Примененная методика сочетает в себе высокую точность, обусловленную явным учетом геометрии внутренней зоны топлива, и приемлемый уровень затрат машинного времени на расчеты.

Ключевые слова: атомная электростанция, 4-е поколение, газоохлаждаемый реактор, GFR, пластинчатое топливо, термомеханика, теплогидравлика, программный комплекс FAST, переходной процесс, TRACE, моделирование топлива.

Содержание

1 введение_и

1.1 текущее состояние атомной энергетики 11

1.2 задачи для ядерных систем 4-ГО поколения 14

1.3 интерес к быстрым газоохлаждаемым реакторам в настоящее время 16

1.4 проект "fast" в psi 18

1.5 цели настоящего исследования 18

1.6 структура диссертации 19 список литературы 21

2 использованные программные комплексы и алгоритмы 23

2.1 описание концепции gfr 23

2.2 порграммный комплекс "fast" 26

2.3 eranos: расчет коэффициентов реактивности 28

2.4 trace: основные компоненты, используемые для получения теплогидравлических граничных условий 34

2.4.1 FILL и BREAK 35

2.4.2 PIPE 36

2.4.3 PLENUM 36

2.4.4 HEAT STRUCTURE 36

2.4.5 POWER 41

2.5 parcs 45

2.6 fred 46

2.6.1 НОдализация тепловыделяющего элемента 47

2.6.2 Модель теплопереноса в FRED 48

2.6.3 Расчет напряженно-деформированного состояния 50

2.6.4 Решение уравнений 61

2.6.5 Связка с программой TRACE 62

2.7 метод конечных элементов и программа ansys 63

2.7.1 Обзор метода конечных элементов 63

2.7.2 Краткое описание ANSYS 64 список литературы 67

3 разработка термомеханической модели пластинчатого топлива реактора gfr_71

3.1 конструкция топлива gfr 71

3.2 база данных по материалам gfr 74

3.3 анализ теплопереноса в топливе gfr, ограничения существующих программных средств 77

3.3.1 Описание 1D и 3D моделей 77

3.3.2 Сравнение результатов и необходимость создания новой модели 81

3.4 обзор новой расчетной схемы 84

3.4.1 Общие положения 84

3.4.2 Измененная схема передачи информации в связке FRED/TRACE 85

3.4.3 Передача полей температуры из FRED в TRACE 89

3.5 разрабока модели теплового расчета топлива gfr на основе алгоритмов, использующихся в fred 90

3.5.1 Разработка модели 90

3.5.2 Расчет проводимости радиального газового зазора 94

3.6 разрабока модели расчета напряженно-деформированного состояния топлива gfr на основе алгоритмов, использующихся в fred 97 3.6.1 Разработка мо дели 98

3.7 расчет выгорания 100

3.8 выводы 103 список литературы 105

4 вал и дания разработанной 2d модели и дополнительные 3d

исследования поведения топлива__107

4.1 валидация термической модели 107

4.2 валидация модели механики 109

4.3 детальные исследования термомеханического поведения топлива 114

4.3.1 Деформация ячейки и оптимизация формы топливной таблетки 114

4.3.2 Перенос тепла в ячейке 120

4.3.3 Рекомендации к использованию 10 моделей теплопереноса 126

4.3.4 Оптимизация размера таблетки 133

4.4 выводы 144 список литературы 147

5 применение новой термомеханичес-кой модели для анализа переход ных режимов gfr_149

5.1 рассмотренные переходные процессы 150

5.2 методология расчетов 151

5.2.1 Моделирование теплогидравлической системы 152

5.2.2 Подготовка параметров кинетики 153

5.3 ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ В НАЧАЛЕ КАМПАНИИ 154

5.3.1 Анализ стационарного состояния 155

5.3.2 UTOP 156

5.3.3 UOVC 157

5.3.4 ULOHS 159

5.3.5 ULOF 160

5.3.6 Обсуждение результатов, полученных при анализе переходных

ПРОЦЕССОВ в НАЧАЛЕ КАМПАНИИ 162

5.4 ПЕРЕХОДНЫЕ ПРОЦЕССЫ В КОНЦЕ КАМПАНИИ 164

5.4.1 Анализ стационарного состояния 164

5.4.2 UTOP 165

5.4.3 UOVC 166

5.4.4 ULOHS 168

5.4.5 ULOF 169

5.4.6 Обсуждение результатов, полученных при анализе переходных процессов в конце кампании 170

5.5 ВЫВОДЫ 171 СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 173

6 ЗАКЛЮЧЕНИЕ_175

6.1 ИТОГИ РАБОТЫ 175

6.2 ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ 176

6.2.1 Составление базы данных по материалам, используемым в GFR 176

6.2.2 разработка и в алидация термомеханической мо дели 177

6.2.3 Подробные исследования топлива GFR 178

6.2.4 Расчет переходных процессов 179

6.3 Рекомендации для будущих исследований 180

ПРИЛОЖЕНИЕ А: БАЗА ДАННЫХ ПО СВОЙСТВАМ МАТЕРИАЛОВ GFR 183

А.1. Основные условные обозначения и аббревиатуры 183

А.2. Введение 184

А.З. Описание необходимых данных 184

А.3.1. Общие источники литературы 184

А.3.2. Необходимые свойства для анализа теплопереноса 185 А.3.3. Свойства, необходимые для анализа напряженно-деформированного

состояния 185

А.4. Данные для теплового расчета 188

А.4.1. Плотность 188

А.4.2. Теплоемкость 189

А.4.3. Теплопроводность 195

А.4.4. Температура плавления 203

А4.5. Излучательная способность 204 А.5. Данные для анализа напряженно-деформированного состояния 205

А.5.1. Коэффициент теплового расширения 205

А.5.2. Предел текучести 209

А.5.3. Модуль Юнга 213

А.5.4. Коэффициент Пуассона 216

А.5.5. Ползучесть 219

А.5.6. Радиационная ползучесть и релаксация напряжений 220

А.5.7. Распухание 221

А.5.8. Выход газообразных продуктов деления 224

приложение б: описание входного файла программы fred 227

приложение в: описание трехмерной конечноэлементной модели, использованной для валидапии разработанных алгоритмов__235

curriculum vitae_ОШИБКА! ЗАКЛАДКА НЕ ОПРЕДЕЛЕНА.

1 ВВЕДЕНИЕ

1.1 ТЕКУЩЕЕ СОСТОЯНИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

В настоящее время в мире эксплуатируется 436 ядерных реактора (см. Рис. 1.1), на которые приходится 16% мировых электрогенерирующих мощностей [1] - наибольшая доля среди источников не связанных с выбросами парниковых газов [2]. Использование атомной энергии существенно сокращает вредное воздействие на окружающую среду. Чтобы и дальше поддерживать подобные тенденции необходимо строительство новых реакторов для замены тех, что должны быть выведены из эксплуатации в ближайшем будущем. В настоящий момент ведется строительство 31 нового ядерного блока [1] (см. Рис. 1.2),

Number of Reactors in Operation Worldwide

(as of April 18, 2007)

USA FRANCE JAPAN RUSSIA KOREA UK

CANADA INDIA GERMANY UKRAINE SWEDEN CHINA SPAIN BELGIUM TAIWAN CZECH REP. SWITZERLAND SLOVAKIA HUNGARY FINLANO SOUTHAFRICA PAKISTAN M EXICO BULGARIA BRAZIL ARGENTINA SLOVENIA ROMANIA NETreRLANDS LITHUANIA ARM ENIA

0 20 40 60 80 100

Рис. 1.1 Reactor units in operation

Так сложилось, что период бурного развития коммерческой атомной энергетики в 1950-1970 гг. сменился достаточно долгим упадком отрасли, что в большой степени было обусловлено реакцией людей и правительств на крупные ядерные аварии на Three Mile Island в 1979 и в Чернобыле в 1986.

Большинство из ныне действующих реакторов принадлежит к 1-му и 2-ому поколению, при этом 75% из них старше 20 лет (см. Рис. 1.3), что при проектном сроке службы в 30 лет ведет к необходимости либо их закрытия и замены на новые блоки, либо обоснования продления срока службы.

Растущее население земного шара (ожидается, что количество людей увеличится с текущих 6 до 10 миллиардов к 2050 году), повышающиеся жизненные стандарты и соответствующий быстрый индустриальный рост в развивающихся странах - в особенности в Индии и Китае - воздействие на окружающую среду и рост цен на ископаемые энергоносители - это все важные факторы, говорящие в пользу возрождения атомной энергетики. Помимо традиционного использования атомной энергии для выработки электричества, ожидается, что к концу века она будет использоваться и в других целях. Например для получения водорода или опреснения воды в регионах где это необходимо. Помимо прочего использование ядерной энергии сокращает зависимость от поставок ископаемого топлива. Для достижения подобных целей необходимы исследования и разработка новых типов ядерных реакторов следующего поколения.

Number of Reactors under Construction Worldwide

(as of April 18, 2007)

Ш0,А frfl IMftig" - юшшт e

Ы 5

RUSSIA [.. . _

_

i-J 7

CHINA -........................

TAIWAN UKRAINE

_

ROMANIA PAKISTAN KOREA JAPAN IRAN FINLAND 'ARGENTINA ___jl

■■■■■

iwp'W-

Рис. 1.2. Количество строящихся блоков

Атомные станции 3-го поколения, разработанные в 1990-х годах являются эволюционным продолжением хорошо зарекомендовавших себя и широко используемых в настоящее время технологий реакторов с водой под давлением (ВВЭР, Р\Л/Р) и водокипящих реакторов (ВУЧЯ). Некоторое количество новых блоков уже построено и эксплуатируется, строительство еще

нескольких ведется в настоящий момент. Основное их отличие - это повышенный уровень безопасности и экономичности. Результатом развития 3-го поколения (так называемое поколение 3+) являются проекты АЭС, которые могут быть построены в ближайшем будущем и по всей видимости будут строиться в период с настоящего момента до 2030 года.

)

Number of Reactor Units in Operation vs. Unit Age

0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40

Unit age, years

Рис. 1.3. Возраст и количество атомных установок

Новые возможности ядерных реакторов, проектируемых для строительства после 2030, года стимулировали мировой интерес к АЭС 4-го поколения [3]. 10 стран и EURATOM объединились в Международный Форум (Generation IV International Forum - GIF) для разработки будущих энергосистем которые были бы надежны, конкурентоспособны и при этом отвечали требованиям ядерной безопасности, режима нераспространения, минимизации ядерных отходов, а также принимали во внимание общественные волнения по поводу развития атомной энергетики. Основной целью систем 4-го поколения является их готовность к строительству по всему миру к 2030 году, когда у большинства настоящих АЭС окончится или будет близок к концу срок действия лицензий на эксплуатацию. На . Рис. 1.4 схематически показана эволюция атомных реакторов и их принадлежность к различным поколениям [3].

Generation rv

- HigNy Economical Enhanced Safety

- Minimal Waste

- Proliferation Resistant

I Gen III I Gen 111+ ......~.....Gen IV

Рис. 1.4. Эволюция атомных станций

1.2 ЗАДАЧИ ДЛЯ ЯДЕРНЫХ СИСТЕМ 4-го ПОКОЛЕНИЯ

При подготовке плана развития систем 4 поколения было необходимо определить задачи и цели для будущих атомных энергосистем. Это важно для выработки критериев, по которым можно было бы оценивать различные типы установок, а также для мотивации исследовательских работ как в области реакторных технологий, так и в области топливного цикла.

Системы 4-го поколения должны отвечать восьми требованиям в четырех областях, как указано в Табл. 1.1: устойчивость, экономика, безопасность и надежность, нераспространение ядерных материалов и физическая защита ядерно-опасных объектов. Задачи в области устойчивости направлены на лучшее использование топлива и обращение с ядерными отходами. Задачи в области экономики направлены на создание конкурентоспособных финансовых рисков и цен на электроэнергию. Задачи в области безопасности и надежности направлены на безопасность эксплуатации АЭС, улучшенное управление и минимизацию последствий в случае аварий, защиту инвестиций, а также существенное снижение (вплоть до полного исключения) необходимости каких-либо технических мероприятий вне площадки АЭС в аварийных ситуациях. Задачи в области нераспространения и физической защиты направлены на контроль и обеспечение безопасности при обращении с ядерными материалами и ядерными установками.

Generation I

Earty Prototype Reactors

- Shlppingport

- Dresden, Fermi I

- Magnox

Generation n

Commercial Power Reactors

- LWR-PWR, BWR -CANDU

- AGR

Generation Ш

ZD

- ABWR

- System 80+

Generation Ш ♦

Evolutionary Designs Offering Improved Economics for Near-Term Deployment

Табл. 1.1. Задачи для ядерных систем 4-го поколения

Устойчивость -1 Ядерные системы 4-го поколения обеспечат устойчивую долгосрочную выработку энергии при незагрязнении окружающей среды и эффективном использовании ядерного топлива.

Устойчивость - 2 В ядерных системах 4-го поколения будет минимизировано количество отходов, а также введено в действие обращение с ними, таким образом существенно облегчая работу надзорных органов и улучшая экологическую обстановку и воздействие на здоровье населения.

Экономика - 1 Стоимость жизненного цикла ядерных систем 4 поколения будет иметь преимущество перед другими источниками энергии.

Экономика - 2 Уровень финансовых рисков ядерных систем 4 поколения будет сравним с другими источниками энергии.

Безопасность и Надежность - 1 Ядерные системы 4 поколения будут иметь повышенный уровень безопасности и надежности.

Безопасность и Надежность - 2 Ядерные с�