ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Ашурко Ю.М., Кащеев М.В.

Организация

АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Кащеев М.В. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук, доцент, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко 1, Тел: (484) 399-43-53, e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра.
Ашурко Ю.М. – начальник лаборатории, кандидат технических наук, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».

Аннотация

Разработана полная математическая модель для расчетного анализа тяжелых запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением. Разработанная модель позволяет ответить на вопрос о возможности удержания расплавленного топлива в корпусе реактора.

Рассматриваемая расчетная область является многосвязной. Математическое моделирование подобластей как пористых тел выполнено с использованием законов сохранения массы, импульса и энергии, записанных в виде уравнений неразрывности, движения и энергии в двуxмерной цилиндрической системе координат. Решена задача формирования тепловыделяющего слоя на нижнем торцевом экране. Проведено моделирование зон тепловыделяющего слоя. Получено решение задачи о движении пузыря пара переменной массы в жидкости. Результаты решения использованы для определения источников тепла от конденсирующегося пара над тепловыделяющим слоем.

Разработанная расчетная модель реализована в виде кода БРУТ. Выполненная верификация его отдельных блоков показала удовлетворительное совпадение результатов расчета с экспериментальными данными и результатами расчетов с использованием аналитических решений. По программе БРУТ выполнен расчет рассматриваемой аварии в реакторе типа БН большой мощности, при которой происходит полное расплавление ТВС в центре активной зоны и частичное расплавление ТВС на ее периферии. В соответствии с результатами расчета по программе БРУТ при рассмотренной в данной работе аварии расплавленное топливо удерживается в корпусе реактора. Программа БРУТ использовалась для расчета постулированной тяжелой аварии, при которой происходит полное разрушение ТВС во всей активной зоне реактора типа БН малой мощности.

Для получения быстрой оценки параметров и, прежде всего, времени проплавления конструкций разработана математическая модель, в которой задача решена в одномерном приближении. По программе БРУТ-О, разработанной на основе одномерной математической модели, выполнен расчет аварии, при которой происходит полное расплавление ТВС в центре активной зоны и частичное расплавление ТВС на ее периферии. Получено, что время достижения расплавом верхней плиты напорной камеры, рассчитанное по программе БРУТ-О, на 10 % меньше, чем аналогичное время, определенное по программе БРУТ.

Ключевые слова
быстрый реактор, математическая модель, корпус реактора, тепловыделяющий слой, расплавленное топливо, стоки тепла, тяжелая авария, расчетная область, паровой пузырь, конденсация пара

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.51:621.039.586

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 5, 5:8