Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов

Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов

Автор: Сорокин, Анатолий Александрович

Шифр специальности: 05.13.18

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2010

Место защиты: Троицк

Количество страниц: 129 с. ил.

Артикул: 4750675

Автор: Сорокин, Анатолий Александрович

Стоимость: 250 руб.

Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов  Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов 

Оглавление
ВВЕДЕНИЕ.
Глава 1. Описание моделей программы.
1.1 Общие сведения
1.2 Наработка изотопов плутония.
1.3 Термомеханическое поведение твэла.
1.4 Поведение стабильных газов деления в топливе
Внутризеренное поведение стабильных ГПД
Размеры газовых пузырьков в топливе
Радиационное запирание границы зерна.
1.5 Выход РПД из топлива
Наработка РПД
Диффузионный выход РПД.
Выход посредством прямого вылета.
Поведение РПД в межзеренной пористости.
1.6 Модель массопереноса под оболочкой и окисление топлива
Массопренос под оболочкой твэла
Пульсационное течение газа в твэле.
Эффективная диффузия компонент газовой смеси иод оболочкой
Окисление топлива и оболочки.
Поведение РПД в первом контуре.
1.7 Результаты первой главы.
Рисунки к главе 1.
Глава 2. Описание Расчетных схем и геометрических моделей программы.
2.1 Общие сведения о структуре программы
2.2 Численные схемы для описания герметичного топлива.
2.3 Газовые объемы под оболочкой и геометрия поверхности топлива
2.4 Поведение РПД в зерне и выход под оболочку
2.5 Массоперенос под оболочкой и активность в теплоносителе.
2.6 Перенос короткоживуших РПД под оболочкой
2.7 Перенос водорода под оболочкой и окисление топлива
2.8 Выравнивание давления под оболочкой с давлением теплоносителя.
2.9 Начальные условия на момент разгерметизации.
2. Поведение РПД в первом контуре.
2. Дополнительные сведения о программе
2. Результаты второй главы
2. Рисунки к главе 2
Глава 3. Верификация программы ртопса
3.1 Тестирование модулей программы
Тепловая задача
Поведение РПД в топливе
Массоперенос иод оболочкой.
3.2 Обоснование сходимости
Расчетные тесты при постоянной линейной мощности твэла.
Тесты в переходных режимах по мощности.
3.3 Верификация наработки плутония и энерговыделения в топливе
3.4 Верификация теплового поведения топлива.
3.5 Верификация скорости выхода РПД под оболочку
Эксперименты на реакторе I
Эксперименты на реакторе i
3.6 Интегральная верификация программы
Всрификция кода на данных реактора ВК
Всрификция кода на данных реактора 81ое
3.7 Выводы по результатам верификации кода РТОПСА
3.8 Рисунки к главе 3.
ГЛАВА 4. Применение кода РТОПСА на энергоблоках АЭС с ВВЭР
4.1 Сопоставление предсказаний кода РТОПСА с данными АЭС по активности теплоносителя в первом контуре.
4.2 Прогноз выхода активности из топлива ВВЭР модернизированной конструкции.
4.3 Эксперименты по выходу РПД из топлива ВВЭР высокого выгорания.
4.4 Результаты чегвертой главы
4.5 Рисунки к главе 4.
Основные результаты диссертации.
Литература


Код VICTORIA построен на основе кода FASTGRASS и имеет дополнительные возможности по моделированию химии продуктов деления, а также переноса и осаждения вышедших продуктов деления в первом контуре реактора. Моделирование выхода РПД из негерметичного твэла реализовано в программе DIADEME [,] (Франция). Созданный на основе интегрального топливного кода РТОП код РТОП-СА направлен на моделирование поведения дефектного топлива и выхода активности в теплоноситель первого контура реактора ВВЭР. Единственной отечественно разработкой в этом направлении является программа RELWWER [] (РНЦ "Курчатовский Институт"), использующая главным образом корреляционные зависимости. Цель работы. РТОП-СА, моделирующего поведение негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов. РТОП-СА расчетнотеоретического исследования поведения негерметичных твэлов и активности продуктов деления в теплоносителе первого контура реактора ВВЭР. Научная новизна. ПД в первом контуре реактора. Создана модель массопереноса РПД и водорода внутри негерметичного твэла. Создана модель массообмена между иегерметичным твэлом и теплоносителем, учитывающая размер дефекта, его высотное положение, а также размеры газовых зазоров под оболочкой и пульсации давления теплоносителя в первом контуре реактора. Практическая значимость работы. РПД из твэлов модифицированной конструкции. Код РТОП-СА применяется для моделирования поведения активности продуктов деления в теплоносителе первого контура реактора на энергоблоках ВВЭР. С помощью кода дается прогноз поведения активности нуклидов в теплоносителе. На основе созданного компьютерного кода в настоящее время создана и внедряется методика определения выгорания негерметичных ТВС и эффективного гидравлического диаметра дефекта. Методика позволяет сократить время простоя энергоблока при поиске негерметичных ТВС. Создан расчетный код РТОП-СА, моделирующий поведение негерметичиых твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов. Реализованные в коде РТОП-СА физико-математические модели позволяют рассчитывать поведение активности РПД в теплоносителе первого контура с учетом параметров твэла (геометрия, эффективный гидравлический диаметр дефекта и его высотное положение, размер зерна U и др. Проведено тестирование программных блоков на результатах аналитических тестов. Показана сходимость результатов расчетов по коду РТОП-СА по временной и пространственным сеткам. Показано, что рассчитанная по коду РТОП-СА кинетика активности РПД в теплоносителе первого контура хорошо согласуются с результатами измерений на исследовательских реакторах и реакторах ВВЭР. Верификацию численных алгоритмов и программной реализации кода на аналитических тестах. Верификацию физических моделей кода на данных мелкомасштабных реакторных и внереакториых экспериментов. Сопоставление результатов расчетов с результатами измерений активности нуклидов на энергоблоках АЭС с ВВЭР. По результатам аттестации программы РТОП-СА в Ростехнадзоре получен аттестационный паспорт программного средства № 8 от . Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах, совещаниях и конференциях: Международные конференции: “WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support", (Болгария, , ), “Meeting on LWR Fuel Performance”, (Orlando, Florida, ), “Water Reactor Fuel Performance Meeting”, (Kyoto, Japan, ), “Meeting on LWR Fuel Performance, TopFuel”, (Salamanca, Spain, ). Димитровград, , ), «Материалы ядериой техники», (Агой ). Научно-технические семинары: «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях», (Обнинск, ), «Обеспечение безопасности АЭС в ВВЭР», (), семинар по опыту эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР, ОАО «ТВЭЛ», (Болгария, ), семинар по вопросам совершенствования методов контроля герметичности оболочек твэлов ВВЭР, (Моск. IAEA Tech. Meet. High Bumup Fuel Experience and Economics, (Sofia, Bulgaria,).

Рекомендуемые диссертации данного раздела

28.06.2016

+ 100 бесплатных диссертаций

Дорогие друзья, в раздел "Бесплатные диссертации" добавлено 100 новых диссертаций. Желаем новых научных ...

15.02.2015

Добавлено 41611 диссертаций РГБ

В каталог сайта http://new-disser.ru добавлено новые диссертации РГБ 2013-2014 года. Желаем новых научных ...


Все новости

Время генерации: 0.253, запросов: 244