Разработка и применение комплексной программы динамики для быстрых реакторов с теплоносителем на основе свинца

• Автор: Микитюк, Константин Олегович
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2002
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 151 с. : ил

ОГЛАВЛЕНИЕ
ВВЕДЕНИЕ

1 ОСНОВНЫЕ УРАВНЕНИЯ, ДОПУЩЕНИЯ И МЕТОДЫ РЕШЕНИЯ

1.1 Нейтронная и изотопная кинетика реактора

1.1.1 Точечная кинетика реактора

1.1.2 Пространственная кинетика реактора

1.1.2.1 Основные уравнения

1.1.2.2 Методы решения

1.1.3 Подготовка нейтронно-физических констант

1.1.3.1 Подготовка микроконстант

1.1.3.2 Подготовка макроконстант

1.1.4 Модель остаточного энерговыделения
1.1.5 Область применения и направления дальнейшего развития
1.2 Тештогидравлика и массоперенос в системе контуров
1.2.1 Конечно-разностные уравнения для одномерного потока
1.2.2 Конечно-разностные уравнения для пространственных потоков
1.2.3 Замыкающие соотношения
1.2.3.1 Модель теплоотдачи для жидкометаллического теплоносителя
1.2.3.2 Модель теплоотдачи для жидкосолевого теплоносителя
1.2.3.3 Модель теплоотдачи для пароводяного теплоносителя.
1.2.3.4 Модель теплоотдачи для газового теплоносителя
1.2.3.5 Коэффициенты сопротивления трения
1.2.3.6 Модель массообмена с элементами конструкции
1.2.4 Область применения и направления дальнейшего развития
1.3 термомеханика твэлов и элементов конструкции
1.3.1 Нодализационная схема твэла
1.3.2 Перенос тепла в твэлах или элементах конструкции
1.3.3 Давление газа в свободном объеме твэла
1.3.4 Деформация топливной таблетки
1.3.5 Напряженно-деформированное состояние оболочки
1.3.6 Разгерметизация оболочки
1.3.7 Библиотека термомеханических свойств материалов
1.3.8 Область применения и направления дальнейшего развития
1.4 Методы решения системы ОДУ
2 ТЕСТИРОВАНИЕ РАСЧЕТНЫХ МОДЕЛЕЙ
2.1 1ІЕЙТРОННАЯ И ИЗОТОПНАЯ КИНЕТИКА РЕАКТОРА
2.1.1 Тестовая задача для точечной кинетики
2.1.2 Тестовая задача “Гомогенный куб”
2.1.3 Тестовая задача Т¥ГСЬ
2.1.4 Тестовая задача ТЮМНХ
2.1.5 Сравнение с результатами экспериментов М118Е-
2.2 Теплогидравлика и массоперенос в системе контуров
2.2.1 Тестовая задача о колебаниях свободных уровней
2.2.2 Тестовая задача о течении жидкости между вращающимися цилиндрами
2.2.3 Тестовая задача о течении жидкости между движущимися плоскостями.
2.2.4 Тестовая задача о течении жидкости в круглой трубе
2.2.5 Сравнение с результатами экспериментов КУРС-
2.3 термомеханика твэлов и элементов конструкции
2.3.1 Аналитические задачи для термоупругих напряжений
2.3.2 Радиальные профили температур в топливной таблетке
2.3.3 Радиально-азимутальное поле температур в цилиндре
2.3.4 Сравнение с результатами эксперимента РВЕ
2.3.5 Сравнение с результатами испытаний твэлов Р¥Ы в реакторе N81111.
2.4 Выводы к главе
3 РАЗРАБОТКА ТЕХНИЧЕСКИХ РЕШЕНИЙ ДЛЯ КОНЦЕПЦИИ
СВИНЦОВО-ВИСМУТОВОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА РБЕЦ-М
3.1 Основные параметры реактора РБЕЦ-М
3.2 Теплогидравлика в активной зоне и первом контуре реактора РБЕЦ-М
3.3 Термомеханический анализ поведения твэлов реактора РБЕЦ-М
3.4 Анализ аварийных ситуаций в реакторе РБЕЦ-М
3.4.1 Авария с вводом положительной реактивности
3.4.2 Авария с изменением расхода газа в системе газлифта
3.4.3 Авария с увеличением отвода тепла во второй контур
3.4.4 Авария с обесточиванием АЭС
3.5 Выводы по развитию концепции РБЕЦ-М
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
ЛИТЕРАТУРА

ВВЕДЕНИЕ
Для обеспечения устойчивого развития ядерной энергетики как новой крупномасштабной энергетической технологии ее структура должна удовлетворять требованиям по эффективности, наличию ресурсов и безопасности, а также обеспечивать решение проблем, связанных с радиоактивными отходами. Для того, чтобы наилучшим образом выполнить эти требования РНЦ «Курчатовский институт» в сотрудничестве с другими российскими организациями разрабатывает в настоящее время концепцию трехкомпонентной структуры будущей ядерной энергетики с замкнутым и-Ри (ТЬ-Ц) топливным циклом [1].
В этой структуре рассматриваются реакторы трех типов:
• около 40% полной мощности в уран-плутониевом топливном цикле производится быстрыми реакторами-бридерами, которые кроме обеспечения базового производства энергии позволяют поддерживать необходимый нейтронный баланс во всей системе и воспроизводить ядерное топливо, т.е. позволяют в будущем исключить подпитку всей системы 235и и минимизировать экологический риск, связанный с добычей природного урана, а также риск распространения;
• около 56% полной мощности производится тепловыми реакторами, которые кроме обеспечения базового производства энергии позволяют минимизировать равновесное количество плутония в замкнутом уран-плутониевом топливном цикле и в будущем смогут обеспечить эффективное использование в совместном замкнутом топливном цикле и-Ри-ТЪ; кроме того, тепловые реакторы расширяют область использования ядерной энергетики, например, высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы могут эффективно применяться для производства промышленного тепла;
• около 4% полной мощности производится критическими или подкритическими жидкосолевыми реакторами-выжигателями, специально сконструированными для замыкания топливного цикла по долгоживущим минорным актинидам и для наработки ценных изотопов.

1.2.3 Замыкающие соотношения
Замыкающие соотношения блока теплогидравлики и массопереноса включают в себя модели теплоотдачи для различных типов теплоносителей, модель для определения коэффициентов трения теплоносителя о стенку канала и модель переноса массы от поверхностей массоотдачи.
1.2.3.1 Модель теплоотдачи для жидкометаллического теплоносителя
Модель теплоотдачи к жидкомсталлическому теплоносителю основывается на расчетных формулах, рекомендованных в [31,32]:
І5 + 0,025Ре°’ Ре <4000 N11 = < (1-46)
[7,5 + 0,005Ре, 4000 < Ре < 20000,
где Ки и Ре - числа Нуссельта и Пекле.
1.2.3.2 Модель теплоотдачи для жидкосолевого теплоносителя
Модель теплоотдачи к жидкосолевому теплоносителю использует корреляции, полученные в [33] для условий вынужденной циркуляции жидкой соли в круглых трубах:

l,l(RePr)0'33, Re <2
0,116(Re0,67 -125) Pr0,33, 2500 < Re < 12000, (1.47)
0,027Re0 8 Pr0 33, Re >12000,
где Nu, Re и Pr - числа Нуссельта, Рейнольдса и Прандтля.
1.2.3.3 Модель теплоотдачи для пароводяного теплоносителя
Данная модель была разработана для включения в программы нестационарной термомеханики твэла FRAP-T6 (US NRC) [34] и SCANAIR (IPSN France) [35] при адаптации их к анализу импульсных испытаний твэлов ВВЭР на реакторе ИГР [36].
На Рис. 1.5 представлена кривая кипения воды, используемая в программе LOOP2. Моделируются шесть основных режимов теплоотдачи: