Технические науки/5 Энергетика

Мукушева М., Мухамедов Н.

Семипалатинский государственный университет имени Шакарима

Поведение твэлов и тепловыделяющей сборки в переходных и аварийных режимах эксплуатации

Интенсивное развитие атомной энергетики является тенденцией современного мира. Повышенный спрос к АЭС обусловлен увеличением объемов потребления энергии, ростом мировых цен на горючие углероды, ограниченностью их запасов, а также высокими требованиями обеспечения экологии. Возможность расположения атомных электростанций вблизи предполагаемых нагрузок, высокая калорийность ядерного топлива, обеспечение чистоты воздушного бассейна и низкого радиационного фона в районе расположения АЭС дает право утверждать, что за атомной энергетикой будущее.

Успешное развитие атомной промышленности невозможно без решения проблем ее безопасной эксплуатации. Для создания реакторов повышенной безопасности и систем локализации проектных и запроектных аварий необходим детальный анализ процессов, связанных с плавлением активной зоны, поведением топлива, материалов и конструкций ядерных реакторов в переходных и аварийных режимах. Одним из направлений работ в обоснование безопасности атомной энергетики является экспериментальное моделирование процессов, сопровождающих отдельные стадии развития тяжелых аварий на АЭС с плавлением активной зоны реактора.

Целью этих исследований является получение количественной и качественной информации о поведении твэлов и тепловыделяющей сборки (далее ТВС) в переходных и аварийных режимах эксплуатации.

Одним из основных ожидаемых результатов исследований процессов, сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением активной зоны, является экспериментальное подтверждение возможности создания активной зоны, защищенной от аварии с повторной критичностью, которая может произойти в случае образования компактного бассейна расплавленного топлива.

Для проведения расчетов использовался программный комплекс “ANSYS”, основанный на методе конечных элементов. Программный комплекс “ANSYS” позволяет моделировать переходные быстропротекающие динамические процессы, происходящие во внутриреакторных экспериментах.

Объектом испытаний являлось экспериментальное устройство (далее ЭУ). Целью испытаний являлось получение экспериментальных данных, необходимых для определения величины теплового потока от расплава стали к стальной стенке, охлаждаемой натрием, возникающего в результате развития аварии с плавлением активной зоны реактора на быстрых нейтронах.

В состав устройства входят следующие основные узлы и элементы:

- силовой корпус;

- кассета ТВС;

- ловушка;

- сливная труба;

- система измерения параметров.

При проведении расчетов использовался программный пакет ANSYS, который позволяет создавать расчетные модели в трехмерном приближении. ANSYS позволяет выполнить детальное описание теплонапряженных узлов, учитывать изменение теплофизических свойств материалов (теплоемкости, плотности и теплопроводности) в зависимости от давления и температуры, учитывать тепловые процессы, протекающие при фазовых переходах и другие важные для описания теплообмена свойства материалов и особенности конкретной конструкции.

При проведении расчетов использовались программные блоки теплофизических свойств материалов, сформированные на основе библиотеки «Теплофизических свойств материалов Аргоннской национальной лаборатории теплофизических свойств и теплофизических свойств нетрадиционных материалов»

Для проведения расчетов была разработана трехмерная расчетная модель, описывающая конструкцию экспериментального устройства на уровне расположения ТВС. В модели были заданы теплоемкости фазовых переходов компонентов ТВС.

Процедуру проведения теплофизического расчета можно разделить на несколько этапов

- построение трехмерной расчетной модели экспериментального устройства, задание свойств материалам, задание нагрузок;

- определение энерговыделения в топливе, определение оптимальной продолжительности расчета;

- запуск расчета;

- определение теплофизических характеристик в контрольных точках;

- построение диаграмм;

- анализ результатов расчета.

Расчет проводился при следующих условиях:

- начальная температура всех конструктивных элементов была равна 670 К;

- передача тепла осуществлялась за счет теплопроводности;

- на наружной поверхности силового корпуса был задан конвективный теплообмен с окружающей средой, коэффициент теплоотдачи – 5 Вт/(м²·К).

В результате расчета были получены следующие данные:

- максимальная температура топлива не достигла температуры плавления;

- стальной блок расплавился;

- после образования бассейна расплава стали началось разрушение внутренней трубы.

В качестве вывода можно сказать, что существует возможность контролируемого выведения расплава материалов активной зоны реактора на быстрых нейтронах по внутренней трубе ТВС.

Список использованных источников

1 ANSYS Release 7.0. ANSYS 7.0 Documentation; SAS IP, Inc.; 2002.

2 Эксперимент ID-3: принципиальная программа испытаний / ДГП ИАЭ РГП НЯЦ РК; рук. А.Д. Вурим. – Курчатов. 2010. – 24 с.