Моделирование процессов теплообмена и анализ температурного состояния твэлов в период загрузки отработавшего ядерного топлива РБМК в контейнер

• Автор: Астафьева, Вера Олеговна
• Шифр специальности: 01.04.14
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2006
• Место защиты: Санкт-Петербург
• Количество страниц: 145 с. : ил.

Общая характеристика работы
1 Объект и задачи исследования
1.1 Актуальность перевода отработавшего ядерного топлива на сухое хранение
в России и за рубежом
1.2 Отечественный и зарубежный опыт по технологии обращения с ОЯТ РБМК
с использованием контейнеров
1.3 Технология разделки и загрузки в контейнер ОЯТ РБМК-1000
1.4 Основные выводы и задачи диссертационной работы
2 Математические модели и алгоритм расчета
2.1 Постановка задачи и обзор расчетных кодов
2.2 Расчет нестационарных полей температур в твердых телах с применением метода конечных элементов
2.2.1 Основные уравнения и граничные условия
2.2.2 Выбор элемента и определение функций формы
2.2.3 Методика разбиения расчетной области на зоны и элементы
2.2.4 Уравнения метода конечных элементов для двумерных задач теплопроводности
2.2.5 Вычисление вектора нагрузки и матриц па элементе
2.2.6 Конечно-разностное решение дифференциальных уравнений
2.2.7 Формирование и решение системы линейных алгебраических уравнений
2.2.8 Оценка погрешности дискретизации
2.2.9 Затраты оперативной памяти и вычислительная эффективность
2.3 Моделирование лучистого теплопереноса
2.3.1 Сравнительный анализ радиационных моделей различных кодов
2.3.2 Постановка задачи о радиационном теплообмене
2.3.3 Алгоритм численной реализации метода Монте-Карло для определения угловых коэффициентов
2.3.4 Оценка величины вероятностной ошибки при использовании метода Монте-Карло
2.4 Корреляционные соотношения для моделирования конвективного
теплообмена
2.4.1 Вертикальные и горизонтальные поверхности
2.4.2 Замкнутые объемы
2.4.3 Сборки топлива
2.5 Моделирование прогрева воздуха в ампулах
2.6 Моделирование прогрева воздуха в межампульном пространстве
2.7 Моделирование процессов тепломассообмена при прогреве и кипении воды
2.8 Алгоритм расчета процессов теплообмена при загрузке ампул с ОЯТ в чехол МБК
2.9 Основные выводы по второй главе
3 Тестирование и верификация программных модулей
3.1 Тестирование программного модуля расчета нестационарной теплопроводности
3.1.1 Охлаждение цилиндра конечной длины
3.1.2 Охлаждение цилиндра с непрерывно действующими источниками тепла
3.2 Тестирование программного модуля расчета угловых коэффициентов в системах черных тел
3.2.1 Два параллельных круговых цилиндра одинакового диаметра
3.2.2 Два параллельных круговых цилиндра различного диаметра
3.2.3 Круг и кольцо или круг, расположенные в параллельных плоскостях
3.2.4 Два коаксиальных цилиндра одинаковой высоты
3.3 Сопоставление с данными экспериментальных исследований по прогреву модели имитатора одиночной ампулы с пучком твэлов на воздухе
3.4 Сопоставление с результатами экспериментов и расчетов ЦКТИ по определению температурных режимов в 127-стержневой сборке твэлов
3.5 Основные выводы по третьей главе
4 Результаты расчетного анализа
4.1 Результаты расчетов температурного состояния топлива и воды в ампулах в период загрузки ОЯТ РБМК-1000 в чехол МБК
4.1.1 Исходные данные для расчетов
4.1.2 Обоснование используемых в математической модели допущений
4.1.3 Результаты расчетов в соответствии с проектной схемой для Ленинградской АЭС
4.1.4 Результаты расчетов в соответствии со схемами загрузки ампул в чехол контейнера от периферии к центру и в обратном порядке
4.2 Расчетный анализ температурного состояния твэлов и корпуса контейнера в период выдержки МБК с ОЯТ в герметичном состоянии в помещении транспортного коридора
4.3 Основные выводы по четвертой главе
Заключение
Список литературы
Приложение А Минимизация функционала для двумерного уравнения
нестационарной теплопроводности
Приложение В Ю1(С)и схема хранения
Приложение С Материалы конструкционных элементов ЭУ «Овал»
В настоящее время в России проблема хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) является весьма актуальной. Основное количество отработавшего топлива, требующего утилизации, составляет ОЯТ РБМК, переработка которого признана нецелесообразной из-за низкого остаточного содержания делящихся нуклидов [1]. ОЯТ РБМК хранится в приреакторных бассейнах выдержки (БВ) и отдельностоящих промежуточных хранилищах, расположенных на территории атомных электростанций. Суммарные емкости этих хранилищ не рассчитаны на длительное хранение всего ОЯТ за срок службы энергоблоков. Одним из способов решения этой проблемы являлась технология уплотненного хранения отработавших тепловыделяющих сборок (ОТВС) в бассейнах выдержки [2], позволяющая практически в два раза увеличить количество пеналов с ОЯТ по сравнению с первоначальным проектом. Но и увеличения суммарной вместимости бассейнов для многих введенных в строй АЭС с реакторами РБМК достаточно лишь до 2005 - 2008 года [3], к тому же и срок пребывания ОЯТ под водой к этому времени уже будет близок к предельно-допустимому (~ 30 лет). Также необходимо отметить, что реализация уплотненного хранения ОЯТ обостряет вопросы обеспечения безопасности существующих хранилищ в регионах расположения атомных станций.
В качестве варианта следующего этапа промежуточного хранения (~ 40-50 лет) ОЯТ РБМК Правительством РФ было признано целесообразным использовать транспортно-упаковочные комплекты ТУК-104 и ТУК-109, разработанные на основе металлобетонного контейнера (МБК) КБСМ (г. С.-Петербург) совместно с рядом предприятий Минатома и Минобороны России, и других отраслей промышленности, отвечающих как нормам безопасного хранения и транспортирования ОЯТ в РФ, так и требованиям МАГАТЭ [4,5,6]. Одновременно с созданием контейнеров проводились работы по разработке отечественной технологии подготовки ОЯТ РБМК к сухому контейнерному хранению, учитывающей конструкционные особенности транспортно-упаковочных комплектов и данного вида топлива, а также условия обращения с ним.
Наиболее тяжелое состояние с ОЯТ сложилось па Ленинградской АЭС, поскольку эта станция является первой из введенных в строй АЭС данного типа и запасы скопившегося на ней отработавшего топлива особенно велики. Именно на этой станции впервые будет реализовываться перевод ОЯТ РБМК-1000 на сухое контейнерное хранение с использованием ТУК-104 и ТУК-109. В дальнейшем, разработанная и опробованная технология будет распространена и на другие АЭС с реакторами такого же типа - Курскую и Смоленскую.
Существенные отличия в конструкции транспортно-упаковочных комплектов и технологических операциях по переводу ОЯТ на сухое хранение не позволили
точки зрения автора, представляет моделирование угловых коэффициентов переизлучения и расчет радиационных тепловых потоков.
Так в коде ICARE [52], при расчете коэффициентов переизлучения между тепловыми структурами использованы известные выражения для коэффициентов перизлучения между параллельными цилиндрами бесконечной высоты, удаленными друг от друга на фиксированное расстоянии (шаг решетки). Эти соотношения получены методом «натянутых нитей» и справедливы для переноса радиационной энергии в одном направлении, аксиальный перенос при этом не учитывается.
Код SCDAP/RELAP5 [53] для анализа радиационного теплообмена использует во многом аналогичный подход. К преимуществам идеологии моделирования можно отнести более аккуратный расчет коэффициентов видимости для «элементарных» структур (стержней, твэлов и т.д). В частности, применительно к прямоугольной решетке, точно вычислены коэффициенты видимости для соседнего стержня и стержня, находящегося в следующем ряду, причем радиусы стержней могут быть произвольными.
В коде MELCOR [54] применен метод, основанный на попарном вычислении коэффициентов видимости между поверхностями. Этот метод является изначально приближенным, так как не учитывает реально существующее внутри корпуса реактора радиационное взаимодействие большого числа поверхностей и является оправданным только для относительно грубой нодализации взаимодействующих поверхностей.
Среди последних разработок, необходимо отметить создание универсального модуля МРАД (ИБРАЭ) [55], описывающего теплообмен излучением в корпусе реакторных установок. В основу модели положен зональный метод расчета, а в рассмотрение взаимного теплообмена излучением приняты все задаваемые пользователем поверхности. Коэффициенты переизлучения между поверхностями рассчитываются на основе аналитических соотношений для цилиндрических стержней различного радиуса, для горизонтального круга и боковых поверхностей цилиндра, для круга и кольца различных радиусов, находящихся в основании цилиндра и для коаксиальных цилиндров конечной высоты, при этом учитывается как радиальный, так и аксиальный теплоперенос. Задача радиационного теплообмена может решаться и для изменяемой во времени геометрии системы тел, происходящей при тепловом расширении, плавлении, стекании, обрушении элементов в ходе развития аварии, последнее учитывается специально разработанной логикой для расчета коэффициентов переизлучения.