Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением

Моделирование парового взрыва при тяжелой аварии на АЭС с корпусным реактором с водой под давлением

Автор: Соколин, Алексей Владимирович

Количество страниц: 164 с. ил.

Артикул: 2627042

Автор: Соколин, Алексей Владимирович

Шифр специальности: 05.14.03

Научная степень: Кандидатская

Год защиты: 2004

Место защиты: Москва

Стоимость: 250 руб.

Содержание
Введение
1 Взрывное взаимодействие высокотемпературного расплава с охладителем.
1.1 Общая характеристика процессов взаимодействия высокотемпературного расплава с теплоносителем.
1.2 Обзор исследований, посвященных проблеме паровых взрывов
1.2.1 Предварительное перемешивание расплава с охладителем . .
1.2.2 Взрывное взаимодействие расплава с охладителем
1.2.3 Концепция микровзаимодействий.
1.3 Обзор компьютерных кодов для моделирования термической детонации
1.4 Выводы.
2 Математическая модель и численная схема кода УАРЕХО .
2.1 Система уравнений, описывающих динамику фаз.
2.2 Определяющие соотношения
2.2.1 Силовое взаимодействие фаз
2.2.2 Теплообмен между фазами.
2.2.3 Массообмен между фазами
2.2.4 Диаметр дисперсной фазы.
2.3 Численный метод.
2.4 Краткая характеристика кода
3 Верификация кода УАРЕХП
3.1 Тестирование на задачах, имеющих аналитическое решение . .
3.1.1 Ударная волна в идеальном газе
3.1.2 Ударная волна в воде
3.1.3 Ударная волна в пароводяной смеси.
3.1.4 Распространение волны давления в открытом бассейне с водой при заданном энерговыделении.
3.2 Численное моделирование эксперимента по паровому взрыву .
3.2.1 Экспериментальная установка и методика проведения эксперимента
3.2.2 Нодализационная схема и основные параметры
3.2.3 Анализ полученных результатов.
3.2.4 Расчет без учета влияния неконденсирующегося газа.
3.3 Выводы
4 Численное моделирование парового взрыва в шахте водяного реактора под давлением.
4.1 Возможные сценарии тяжелой аварии и основные физические процессы.
4.2 Нодализационная схема и основные параметры
4.3 Результаты расчетов
4.3.1 Расчет с начальным уровнем воды 3 м.
4.3.2 Расчет с начальным уровнем воды 1м 3 .
4.3.3 Расчет с уменьшенным расходом кориума в струе.
4.4 Выводы
Заключение
Список литературы


Практическая ценность проведенного исследования состоит в применении разработанного и верифицированного расчетного кода УАРЕХ-И для анализа взрывного взаимодействия высокотемпературного расплава активной зоны с теплоносителем и расчета возникающих при этом динамических нагрузок при тяжелой аварии на АЭС с реактором под давлением. Данный код включен в состав отраслевой сквозной системы реакторных кодов для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР, разрабатываемой в настоящее время. С помощью этого кода можно проводить оценки э1*ергетического (взрывного) взаимодействия кориума с водой в ходе комплексного анализа развития тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР, которые необходимы при разработке пассивных систем безопасности. Все основные этапы исследования выполнялись по согласованным техническим задания или договорам с РНЦ «Курчатовский институт», ОКБ «Гидропресс» и концерном «Росэнергоатом», а также в рамках совместного с ВНИИЭФ проекта, который финансировался Международным научно-техническим центром (МНТЦ) и по отдельным контрактам с Европейским объединенным исследовательским центром. Часть результатов получена при выполнении проектов, поддержанных Российским фондом фундаментальных исследований (РФФИ). Личный вклад автора. Все этапы работы по разработке математической модели и численной схемы, созданию, верификации кода УАРЕХ-Э, а также проведению расчетов и их анализ были выполнены непосредственно автором, либо проходили при его непосредственном участии. Публикации. Основные результаты работы были изложены в статьях, опубликованных в журналах «Атомная энергия», «Теплофизика высоких температур», и 3 докладах, опубликованных в трудах отечественных и международной конференции. Апробация работы. Результаты диссертационной работы докладывались и обсуждались Международной конференции по многофазным системам (Уфа, ); на 2-ой Всероссийской научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, ); на ежегодной конференции по ядерной технологии (Штутгарт, Германия, ). Структура и объем диссертация. Диссертация содержит введение, 4 главы, выводы, список литературы из использованных источников. Диссертация выполнена на 4 листах, включая 4 таблицы и рисунка. Тяжелая авария на АЭС с ВВЭР может сопровождаться разнообразными вариантами протекания тепловых, прочностных, гидравлических и химических процессов. Согласно [] тяжелой аварией называется событие с наиболее тяжелыми повреждениями или расплавлением активной зоны, вызванное неучитываемыми для проектных аварий исходными событиями или сопровождающееся дополнительными по сравнению с проектными авариями отказами систем безопасности сверх единичного отказа и реализацией ошибочных решений персонала. Специфика всех перечисленных явлений исключает возможность проведения промышленных испытаний, а также прямой перенос результатов экспериментальных исследований, полученных, в частности, на интегральных экспериментальных установках (стендах), на натурный масштаб. Кроме того современные принципы обеспечения безопасности атомных станций требуют возможности управления запроектными авариями. Все это определяет необходимость создания расчетных кодов, которые позволяли бы моделировать как протекание тяжелой аварии в целом (интегральные коды), так и ее отдельные стадии (локальные коды). К настоящему моменту времени для моделирования процессов, сопровождающих тяжелые аварии на АЭС, разработано большое количество расчетных кодов, различающихся как сложностью реализованных в них математических моделях, так и по своему назначению []. Так для описания теплогидравлических процессов в первом контуре разработаны так называемые коды улучшенной оценки, например, RELAP5 [), CATHARE [], ATHLET [], российские коды КОРСАР [], БА-ГИРА (]. Для описания поведения активной зоны во время развития и протекания тяжелой аварии разработаны коды MELCOR [], ATHLET-CD [], MELPROG [], РАТЕГ/СВЕЧА/ГЕФЕСТ [] и др. Коды WECHSL [] и CORCON [4] предназначены для моделирования взаимодействия расплава активной зоны с бетоном. Необходимо отметить, что все перечисленные коды продолжают развиваться и совершенствоваться.

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: 0.197, запросов: 237