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


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

Авторы

Кащеев М.В., Сорокин А.П.

Организация

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

Кащеев М.В. – старший научный сотрудник, кандидат технических наук, доцент, Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская обл., 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..
Сорокин А.П. – заместитель директора отделения, доктор технических наук, Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».

Аннотация

Разработана математическая модель для расчетного анализа тяжелых запроектных аварий в быстрых реакторах с натриевым охлаждением. В отличие от существующих моделей 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 математическая модель реализована в программе БРУТ. Выполненная верификация ее отдельных блоков показала удовлетворительное совпадение результатов расчета с экспериментальными данными и результатами расчетов с использованием аналитических решений. Выполнен расчет аварии UTOP в реакторе БН большой мощности с нитридным топливом и MOX-топливом с помощью программы БРУТ. Показано, что во всех вариантах расплав удерживается в корпусе реактора.
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, созданной 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, фронт плавления, 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, 2017, вып. 4, 4:3