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.

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,).