Разработка и внедрение нестационарных математических моделей реактора РБМК

• Автор: Краюшкин, Александр Викторович
• Шифр специальности: 05.13.18
• Научная степень: Докторская
• Год защиты: 2007
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 284 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
ВВЕДЕНИЕ.

ОБЗОР ЛИТЕРАТУРЫ

Программы для исследования аварийных и переходных процессов в РБМК

1. Быстрые переходные процессы и аварии.

2. Ксеноновые переходные процессы.

3. Программы для моделирования выгорания и перегрузок топлива.

Расчетный анализ методик измерения нейтроннофизических характеристик на реакторах.

Моделирование аварии на 4м блоке Чернобыльской АЭС и обоснование Мероприятий по повышению безопасности действующих РБМК

ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ, РЕАЛИЗОВАННЫХ В ПРОГРАММАХ

1.1. Программа .

1.1.1 .Используемые уравнения.
1.1.2.Библиотека макроскопических сечений.
1.1.3 .Конечноразностная схема.
1.1.4. Применение нодальных методов.
1.2 Гетерогенная версия программы.
1.2.1. Реализация алгоритма МПГ в программе
1.2.1.1. Стационарные уравнения МПГ.
1.2.1.2 Нестационарные уравнения
1.3. Восстановление полей знерговыделения.
1.4. Расчет коэффициентов и эффектов реактивности.
1.5. Учет теплогидравлическон обратной связи в стационарном расчете.
1.6. Учет теплогидравлической обратной связи в нестационарной программе
1.7. Алгоритм расчета остаточного энерговыделении.
1.8. Математическая модель реактора для расчета ксеноновых процессов изменения
мощности
1.9. Моделирование перегрузок топлива в двумерной полномасштабной геометрии.
1.9.1. Общая схема расчета
1.9.2. Выбор перегружаемых каналов
1.9.3. Компенсация перегрузки.
1.9.4. Блок расчета двумерного нейтронного поля.
1.9.5. Блок расчета аксиального поля
1.9.6. Блок полномасштабной оптимизации поля знерговыделения
1 Моделирование перегрузок топлива в 3х мерной геометрии.
. Общая схема расчета
. Блок выбора ТВС для перефузки
. Блок, моделирующий перегрузку
. Блок, моделирующий шаг по выгоранию
1 Использование программы в тренажерной модели
1 Выводы.
ГЛАВА 2. ВЕРИФИКАЦИЯ.
2.1. Сравнение I4 и на модели однородной решетки.
2.2 Расчетный анализ экспериментов но нестационарным нейтронным полям на стенде РБМК
2.3 Анализ экспериментов на действующих реакторах
2.4. Сравнение с расчетами по на трехмерных иолияченках.
2.5 Применение нодальиых методов.
2.6. Гетерогенная версия программы
2.7. Некоторые примеры верификации программы
2.8. Совместное функционирование нейтронного и теплогидравлического блоков
2.8.1 Расчетный анализ математических тестов для связанных нейтроннотеплогидравлических программ .
2.8.2 Расчетный анализ экспериментов по самопроизвольному извлечению стержней на 2ом блоке Смоленской АЭС
2.8.3 Расчетньш анализ режима с изменением расхода питательной воды на 2ом блоке Игналинской АЭС.
2.9. Верификации программы IX
2 Верификация программы
2 Выводы
ГЛАВА 3. РОЛЬ ПРОСТРАНСТВЕННЫХ ЭФФЕКТОВ В ИЗМЕРЕНИЯХ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК В РБМК.
3.1. Измерение эффективности больших групп стержней.
3.2. Моделирование процедуры измерения парового и быстрого мошностного коэффициентов реактивности
3.2.1. Описание процедуры измерения ар.
3.2.2. Результаты расчетного анаэиза процедуры измерения ар
3.3. Измерения в подкритическом реакторе с выгоревшим топливом
3.4. Об измерениях подкрнтичности хранилищ отработавшего топлива импульсным нейтронным методом
3.4.1. Уравнения расчетной модели.
3.4.2. Сведение пространственной задачи к точечкой модели.
3.4.2.1. Расчеты однородных систем.
3.4.2.2. Расчеты неоднородной системы.
3.5. Выводы.
ГЛАВА 4. МОДЕЛИРОВАНИЕ НЕСТАЦИОНАРНЫХ ПРОЦЕССОВ.
4.1. Моделирование аварий
4.1.1. Аварии с самопроизвольным извлечением стержней СУЗ
4.1.2 Авария с разрывом напорного коллектора ГЦН.
4.2. Моделирование ксеноиовых переходных процессов.
4.2.1. Глубина йодной ямы в РБМК.
4.2.2. Глубина йодной ямы в РБМК на ураиэрбиевом топливе
4.2.3. Ксеноновые переходные процессы, вызванные непрерывной перегрузкой топлива в РБМК.
4.3. Изменения нейтроннофизических характеристик РБМК в ходе выполнения мероприятий по повышению безопасности
4.4. Изменение физических характеристик в процессе перевода реакторов на уранэрбиевое топливо.
4.5. Трехмерные эффекты в задаче моделирования выгорания и перегрузок тошшва.
4.6. Выводы
ГЛАВА 5. МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЫГОРАНИЯ И ПЕРЕГРУЗОК ТОПЛИВА.
5.1. Снижение разброса выгружаемых ТВС но глубине выгорания
5.2. Минимизация радиальной утечки нейтронов.
5.3. Оптимальное распределение ОЗР по радиусу реактора.
5.4. Оптимальное распределение ОЗР по высоте.
5.5. Выводы
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.
ПРИЛОЖЕНИЕ 1. МОДЕЛИРОВАНИЕ АВАРИИ НА 4ОМ ЭНЕРГОБЛОКЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС
Г.1 Анализ имеющейся информации
П1.2 Моделирование ксенонового переходного процесса, предшествовавшего аварии, в трехмерной геометрии.
П1.3 Положительный выбег реактивности
П1.4 Моделирование аварии с помошыо .
П1.5 Эффекты реактивности на второй фазе аварии
ПРИЛОЖЕНИЕ 2. ОПТИМИЗАЦИЯ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ГЛУБИНЫ ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА ПО РАДИУСУ РЕАКТОРА
П2.1. Методика расчетаг
П2.1.1. Описание расчетной модели
П2.1.2. Алгоритм метода последовательной линеаризации
П2.2. Результаты.
П2.2.1. Оптимальное распределение при отсутствии ограничений по мощности
П2.2.2 Оптимальное распределение с учетом ограничений по мощности
ЛИТЕРАТУРА


Среди работ зарубежных специалистов можно выделить работы международной группы ПАО7, в которых был выполнен подробный комплексный анализ материалов, представленных российской стороной по аварии на ЧАЭС4 . В некоторых работах изучались эффекты реактивности, сопутствующие разрушению топлива ,. Измельчение топлива или его полная гомогенизация ведут к падению реактивности. Если часть топлива удаляется например, уносится потоком теплоносителя, то результирующий эффект может быть положительным. В , работе на основе экспериментов рассматривается проблема фрагментации топлива и возможные механизмы разрушения канальных труб. Наиболее вероятным представляется статический рост давления, контакт расплавленного топлива с трубой и гидростатическая ударная волна. Данные вопросы были рассмотрены и в работе . В работе качественно рассматривается сценарий разрушения реактора. Рассмотрение основано на детальной информации, полученной после обследования разрушенного блока. Можно, однако, отметить что 2я фаза аварии, связанная с разрушением, изучена существенно меньше первой. Более или менее связные описания сценариев разрушения энергоблока появились после г. Обзор представлений о сценариях разрушения дан в . Здесь же изложена и модель разрушения, разработанная на основе анализа фактических данных, полученных при обследовании разрушенного энергоблока. Изза чрезвычайно сильных радиационных полей только в г, через два года после аварии, удалось с помощью перископов через специально пробуренные скважины заглянуть в шахту реактора и увидеть, что она пуста. Это означало, что при взрыве активная зона была выброшена наружу. Более того, состояние металлоконструкций, окружающих реактор, указывало на то, что вначале активная зона была поднята на высоту нескольких десятков метров первый взрыв меньшей мощности, где затем и взорвалась второй взрыв. Действительно баки боковой биологической защиты остались на своем месте и даже сохранили окраску. Это было бы невозможно, если бы взрыв второй взрыв, мощность которого по разным оценкам составила т тринитротолуола произошел на месте в шахте реактора. Таким образом, согласно модели, предложенной в , процесс разрушения протекал скоротечно. Разрушения каналов на первой фазе аварии первый взрыв вызвали подъем активной зоны вместе с кожухом реактора и схемой Е на высоту около м. В этом состоянии начался повторный разгон, и реактор взорвался причины повторного разгона в не обсуждаются. По опубликованным данным, температура в активной зоне достигала ООО С. Образовавшаяся лавообразная топливосодержащая масса ЛТМ растекалась со скоростью 50мс. Процесс растекания продолжался 8Юс, что установлено в результате изучения распределения застывших потоков ЛТМ в помещениях энергоблока. ЛТМ. Т.е. ЛТМ начинал подниматься по ней и застывал, охлаждаясь. В целом обзор исследований по анализу аварии показывает, что они, в основном, выполнялись на весьма приближнных моделях реактора и часто характеризовались незнанием или игнорированием действительных фактов. Мероприятия по повышению безопасности РБМК впервые обозначены ещ в докладе 5, где сказано, что верхние концевики стержней должны быть переставлены так, чтобы все стержни были погружены как минимум на 1. Эта мера повышает скоростную эффективность аварийной защиты и устраняет возможность повышения размножающих свойств активной зоны в нижней е части при движении стержня с верхнего концевика. Одновремено до увеличивается количество поглощающих стержней, постоянно находящихся в активной зоне, что снижает паровой эффект реактивности до допустимой величины. В последствии реакторы будут переведены на топливо с обогащением 2. Дополнительные поглотители ранее использовались в начальных загрузках реакторов для компенсации избыточной реактивности. Одновременно, как было известно, они снижают паровой эффект реактивности, выполняя роль стоков нейтронов, эффективность которых растет при снижении плотности теплоносителя. Первые результаты внедрения мероприятий по повышению безопасности реакторов рассматривались в 9,0. ГЛАВА 1. ОПИСАНИЕ МАТЕМАТИЧЕСКИХ МОДЕЛЕЙ, РЕАЛИЗОВАННЫХ В ПРОГРАММАХ. Программа . VV,, Ф, 2,Ф,Ха,Ф, Ф2 2,
v2v v. X i,2,.