Численное моделирование физико-химических процессов в активной зоне водо-водяных реакторов на начальной стадии запроектной аварии, развитие и верификация кода ANCOR

Размещено на http://www.allbest.ru/

На правах рукописи

Специальность 01.04.14 - Теплофизика и молекулярная физика

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ФИЗИКО-ХИМИЧЕСКИХ ПРОЦЕССОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ВОДО-ВОДЯНЫХ РЕАКТОРОВ НА НАЧАЛЬНОЙ СТАДИИ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ, РАЗВИТИЕ И ВЕРИФИКАЦИЯ КОДА ANCOR

КАРПОВ ВЛАДИМИР ЕВГЕНЬЕВИЧ

Москва - 2000

Работа выполнена на кафедре Инженерной теплофизики Московского энергетического института (технического университета)

Научный руководитель: доцент, к.т.н. Яньков Г.Г.

Официальные оппоненты: доктор технических наук Зейгарник Ю.А. (ИВТ РАН) кандидат физико-математических наук Стрижов В.Ф. (ИБРАЭ РАН)

Ведущая организация:

Электрогорский научно исследовательский центр по безопасности АЭС (ЭНИЦ ВНИИАЭС)

Защита состоится “09” июня 2000г в 13 часов на заседании диссертационного совета К053.16.02 Московского энергетического института (технического университета) по адресу: Москва, Красноказарменная д. 17, корп. Т, к. 206.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке МЭИ(ТУ)

Отзывы на автореферат просим направлять по адресу: 111250, Москва, Красноказарменная ул., 14, Ученый совет МЭИ(ТУ)

Автореферат разослан “_______” “___________” 2000г.

Ученый секретарь диссертационного совета к.ф.-м.н., доцент _______________ Мика В.И.

1. ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы. В настоящее время общепризнана необходимость детального исследования поведения реакторных установок в условиях запроектных аварий. Развитие запроектной аварии и ее последствия (разрушение активной зоны (АЗ), паровой взрыв, повреждение корпуса, расплавление бетонной шахты, выход и распространение продуктов деления) в значительной мере определяются сложными процессами тепло- и массообмена (ТМО) в АЗ на начальной стадии аварии и эффективностью систем аварийной защиты. Уникальный характер протекания этих процессов исключает как промышленные испытания, так и прямой перенос данных экспериментальных исследований, полученных на интегральных стендах, что предопределяет место и роль численного эксперимента.

За рубежом интенсивная разработка математических моделей и, так называемых, системных кодов по тяжелым авариям началась после событий 1979г. на АЭС TMI-2. В России важность и необходимость разработки подобных кодов была признана только после событий на ЧАЭС (1986г.). За прошедшие годы, несмотря на существенное продвижение вперед, отставание от Запада как в создании расчетных кодов, так и в широком их применении для обоснования безопасности действующих и проектируемых энергоблоков АЭС не преодолено.

В настоящее время в России отсутствуют отечественные интегральные коды, позволяющие выполнить “сквозной” расчет последовательных стадий тяжелой аварии. Автору известны некоторые фрагментарные коды, моделирующие отдельные процессы, сопровождающие запроектные аварии: высокотемпературную коррозию и деформацию оболочек твэлов, взаимодействие “расплав-корпус”, паровой взрыв, распространение аэрозолей в контейнменте и др. Однако в ряду этих разработок отсутствуют в настоящее время компьютерные коды для детального исследования поведения АЗ отечественных реакторов в условиях запроектных аварий. Код СВЕЧА (ИБРАЭ РАН) по имеющейся информации ориентирован на материалы и конструкции, применяемые в зарубежном реакторостроении. Комплекс программ BAGIRA (ВНИИАЭС) и реализованные в нем модели парожидкостных потоков по мнению разработчиков могли бы рассматриваться в качестве основы для исследовательского кода, но для этого, по-видимому, требуется значительное усложнение реализованных в коде BAGIRA моделей. Запрет на использование зарубежных кодов для обоснования безопасности отечественных коммерческих проектов по строительству энергоблоков АЭС, окончание в ближайшее десятилетие сроков эксплуатации ряда блоков ВВЭР-210 и ВВЭР-440 обусловливают важность и необходимость создания отечественных интегральных кодов по тяжелым авариям как “сквозных”, так и “фрагментарных”. Одной из актуальнейших задач при этом является создание исследовательского кода для детального анализа состояния АЗ в процессе аварии.

Цели работы.

Критический анализ совокупности математических моделей, реализованных в отечественных и зарубежных кодах для моделирования тяжелых аварий.

Разработка и реализация в коде ANCOR моделей и численных алгоритмов для расчета теплового состояния твэлов и внутрикорпусных конструкций с учетом

высокотемпературного деформирования оболочки и топлива;

пароциркониевой реакции на внешней поверхности оболочки;

частичной блокировки каналов охлаждения вследствие деформации оболочек;

процессов переноса энергии излучением.

Разработка и реализация в коде ANCOR моделей и алгоритмов для описания течения однофазного теплоносителя и процессов ТМО в каналах охлаждения АЗ в приближении нелинейной модели проницаемой пористой среды.

Проведение методических расчетов с целью оптимизации различных параметров численных схем, алгоритмов и итерационных процедур.

Тщательное тестирование разработанных и реализованных математических моделей и в целом кода ANCOR на имеющемся массиве экспериментальных и расчетных данных.

Построение численной модели и проведение расчетов применительно к международному эксперименту CORA/W2.

Разработка теплогидравлической модели ВВЭР-1000 при охлаждении АЗ однофазным теплоносителем.

Численное моделирование процессов в осушенной зоне ВВЭР-1000 в условиях запроектной аварии.

Научная новизна. Принципиальной новизной математической модели разрабатываемого кода ANCOR является корректный учет пространственного характера теплогидравлических, термомеханических, химических и др. процессов, определяющих динамику перегрева и разрушения АЗ. В работе впервые

- проведен тщательный анализ, тестирование и сопоставление предложенных различными авторами моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов ВВЭР в условиях запроектных аварий;

разработана модель теплообмена излучением и выполнено пространственно двумерное численное моделирование процессов ТМО применительно к международному экперименту CORA/W2;

разработана подробная теплогидравлическая модель ВВЭР-1000 применительно к однофазному теплоносителю;

выполнено пространственно двумерное численное моделирование процессов ТМО в АЗ ВВЭР-1000 на начальной стадии запроектной аварии, характеризующейся мгновенным падением давления в корпусе, охлаждением АЗ водяным паром и отказом всех систем аварийного охлаждения.

Достоверность полученных численных результатов обеспечена использованием фундаментальных физических законов, тщательным анализом реализованных эмпирических моделей, корректностью математических постановок задач, использованием современных численных методов, сопоставлением полученных данных с имеющимися расчетными и экспериментальными данными других авторов.

Практическая значимость. Разработана первая рабочая версия кода ANCOR, позволяющая детально исследовать процессы в АЗ ВВЭР-1000 на начальной стадии запроектной аварии при охлаждении АЗ однофазным теплоносителем. Работы по развитию кода ANCOR велись по заказу “ЭНИЦ” (1995-98г.г.), РНЦ КИ(1997г.), концерна “Росэнергоатом”(1998-99г.г.). Разработанная рабочая версия является необходимой основой для дальнейшего развития кода ANCOR. Полученные результаты могут использоваться в научно-исследовательских и проектных организациях Минатома РФ.

Положения выносимые на защиту.

Разработанные и реализованные в коде ANCOR модели и численные алгоритмы для расчета теплового, деформационного и коррозионного состояния твэла в условиях запроектной аварии.

Математическая модель, программные средства и результаты расчетов применительно к международному эксперименту CORA/W2.

Математическая модель, программные средства и результаты расчетов физико-химических процессов в осушенной зоне ВВЭР-1000 в условиях запроектной аварии.

Апробация работы Основные результаты работы докладывались и обсуждались на: SARY-95, Workshop on Severe Accident Research in Japan, December 4-6, 1995, Tokyo, Japan.; Научно-техническом Совете Электрогорского научно-исследовательского центра по безопасности АЭС (1997); Второй Российской национальной конференции по теплообмену (1998); Научном совете по комплексной проблеме “Теплофизика и Теплоэнергетика” секции тепломассообмена “Теплофизические процессы при тяжелых авариях на АЭС с разрушением АЗ”, Москва, 2000.

Публикации, cтруктура и объем работы. По теме диссертации опубликовано 5 научных работ. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения, списка литературы и двух приложений. Работа изложена на 198 страницах машинописного текста, включая 102 рисунка. Список литературы содержит 96 наименований.

2. КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обосновывается актуальность диссертационной работы, формулируются цели, научная и практическая значимость исследования.

В главе 1 приводится общая характеристика компьютерных кодов для моделирования состояния активной зоны энергетических реакторов. Указывается на принципиальные трудности использования имеющихся отечественных твэльных кодов для моделирования запроектных аварий. Кратко обсуждается структура и математические модели зарубежных кодов по тяжелым авариям. Структуру таких кодов (SCDAP/RELAP, MELPROG/TRAC, ATHLET-CD и т.д.) можно представить в виде двух уровней. На первом - макроуровне (масштаб сетки 10-1-10-2 от габаритных размеров реактора) рассчитываются нестационарные теплогидравлические процессы при течении теплоносителя в парогенерирующем канале. Для описания этих процессов применяются нестационарные уравнения сохранения массы, импульса и энергии, записанные для негомогенного неравновесного двухфазного потока. Расчет твэльных сборок с помощью этих программ ведется, как правило, в субканальном приближении, а радиальные потоки массы, импульса и энергии учитываются при помощи обменных членов в уравнениях сохранения. На втором - микроуровне, рассчитываются процессы, протекающие на масштабах, характерных для одиночного твэла. Подчеркивается, что большинство кодов по тяжелым авариям базируются на нестационарной одномерной модели термогидравлики. Поэтому несмотря на многие преимущества, связанные с комплексным рассмотрением процессов при тяжелых авариях, они имеют существенные ограничения, обусловленные отсутствием возможности описания многомерных процессов, протекающих внутри корпуса. На основе анализа имеющихся литературных данных делается вывод о необходимости разработки отечественного исследовательского кода для пространственно-многомерного моделирования процессов в АЗ реакторов типа ВВЭР в условиях запроектной аварии.

В главае 2 рассматриваются физико-химические процессы, протекающие в твэлах и внутрикорпусных конструкциях при нормальных и аварийных режимах работы реактора. Показано, что при моделировании запроектной аварии в первом приближении можно пренебречь многими процессами, характерными для эксплуатационных режимов работы твэла (растрескиванием и распуханием топлива, газовыделением, радиационной ползучестью и пр.). В то же время, особенности запроектных аварий обусловливают необходимость учета иных физико-химических процессов, а именно: высокотемпературного окисления и деформирования оболочек, плавления материалов, перемещения и затвердевания расплавленных масс и т.д.

В главе 3 излагаются архитектура и функциональные возможности программного комплекса ANCOR, разрабатываемого в МЭИ для моделирования теплофизических процессов в АЗ энергетического реактора типа ВВЭР в условиях запроектных аварий. Базовая математическая модель кода ANCOR, в отличие от математических моделей, реализованных в кодах SCDAP, MELPROG, ICARE, ATHLET и др. состоит из иерархии пространственно многомерных математических моделей для описания процессов, протекающих на микро - и макромасштабах. Основу моделей макроуровня ANCOR составляют многомерные нестационарные уравнения механики гетерогенных сред, записанные в приближении взаимопроникающих континуумов в общем случае для четырех фаз: жидкой (L) и газообразной (G) фаз теплоносителя, твердой (S) и жидкой (C) фаз “скелета”. Под “скелетом” понимаются внутрикорпусные конструкции, а также лом и кориум. Указанные уравнения дискретизируются на макросетке контрольных объемов (КО), размер которых составляет 10-1-10-2 от габаритных размеров исследуемой конструкции (например, диаметра корпуса реактора). Для анализа процессов, протекающих на малых масштабах (порядка диаметра твэла), в каждом макроКО моделируется состояние, так называемого, обобщенного (представительного) элемента, которым может быть топливный или управляющий стержень. Для этого привлекаются модели деформационного и коррозионного поведения оболочек твэлов и управляющих стержней, модели плавления оболочек и топлива, стекания расплавленных масс и др. Уравнения, описывающие процессы на микромасштабах, дискретизируются на сетке микроКО и интегрируются также численно. Взаимосвязь разномасштабных процессов реализована в модели с помощью согласованного задания источниковых членов в уравнениях макроуровня и граничных условий для уравнений, описывающих состояние обобщенного элемента. Развиваемая автором первая рабочая версия кода имеет ряд ограничений, главными из которых являются: двумерная осесимметричная геометрия конструкции; наличие двух фаз (теплоноситель - жидкость или смесь газов, "скелет" - твердая проницаемая и непроницаемая среда); один обобщенный элемент (твэл); упрощенная модель плавления (модель эффективной теплоемкости); отсутствие учета процессов перемещения расплавленных масс.

Система уравнений для определения состояния G-фазы, записанная в цилиндрической системе координат, состоит из уравнений сохранения массы фазы, масс водорода и пара, импульса в проекциях на оси Z и R и энергии смеси

,

,

,

,

,

Для замыкания системы (1)-(6) используется условие нормировки концентраций компонент в смеси . Здесь -компоненты вектора скорости смеси; -температуры смеси (G-фазы) и пористого каркаса (S-фазы); - средний по контрольному объему коэффициент теплоотдачи от теплоносителя к пористому каркасу; -удельная поверхность фазовой границы; -массовые источники пара и водорода в G-фазе за счет химической реакции окисления; -массовые доли компонентов в смеси; -плотности смеси; , -удельные энтальпия и теплоемкость смеси; -удельные энтальпии чистых компонентов; -эффективные теплопроводность, вязкость смеси и коэффициент взаимной диффузии компонентов; p-гидродинамическая составляющая полного давления в системе; -термодинамическое давление; -коэффициенты проницаемости в направлениях осей Z и R; - пористость среды.

Состояние S-фазы на макроуровне описывается уравнением теплопроводности

где -объемная теплоемкость; -эффективная теплопроводность пористого каркаса вдоль соответствующих осей; -плотности объемных источников тепла, обусловленных внутренним тепловыделением, излучением, межфазным теплообменом и химической реакцией окисления.

Тепловое состояние обобщенного твэла в каждом макроКО определяется уравнением теплопроводности

где , r, z, сp - плотность, теплопроводность (в направлении осей r и z) и удельная изобарная теплоемкость среды; - объемная плотность внутренних источников тепла, используемых для описания внутреннего тепловыделения за счет ядерных реакций в топливе (Sv), химических реакций (Sc) в оболочке и теплообмена излучением (Sr) между топливом и внутренней поверхностью оболочки. Связь с макроуровнем в модели обобщенного твэла осуществляется путем задания в качестве граничных условий в (8) коэффициента теплоотдачи и плотности теплового потока за счет обмена лучистой энергией между внешней поверхностью оболочки рассматриваемого ряда обобщенных твэлов и другими элементами активной зоны.

Глава 4 посвящена разработанным и реализованным в коде ANCOR моделям и численным алгоритмам для расчета таких определяюще важных процессов, как деформация и окисление оболочек твэлов.

Необходимость определения деформаций твэла связана не только с вопросом о его возможном разрушении, но и с таким важным эффектом, как блокировка каналов охлаждения вследствие раздутия оболочек. Этот эффект приводит к перераспределению потока теплоносителя и неоднородности теплового состояния твэлов по сечению активной зоны.

Прочностные свойства оболочек в значительной степени зависят от степени их окисления. В результате экзотермической пароциркониевой реакции Zr+2Н20Zr02+2Н2+Q образуется диоксид циркония и газообразный водород. При избытке пара и высоких температурах теплота химической реакции становится сравнимой с тепловыделением в топливе. Кроме того имеет место диффузия кислорода в подоксидный слой с образованием слоя -фазы циркония, стабилизированной кислородом (Zr(0)), и слоя -фазы циркония. Все эти слои обладают различными механическими и теплофизическими свойствами. Поэтому предсказательная способность любых кодов, разработанных для моделирования активной зоны в аварийных условиях, во многом определяется точностью используемых моделей деформирования, окисления и разрушения оболочек твэлов при интенсивно изменяющихся высоких температурах и силовых нагружениях.

Поскольку в настоящий момент отсутствуют данные о газовыделении при сильной нестационарности температурного поля в топливе, полагается, что масса газообразных продуктов деления остается в процессе аварии неизменной и определяется вкладом газовыделения за весь период работы твэла, предшествующий аварии. Вязкая деформация топлива вследствие термической и радиационной ползучести также не учитываются. Расчет деформации топлива в условиях высоких температур и на малых временах ограничивается в первом приближении учетом лишь температурного расширения топлива.

Для описания поведения оболочки твэла в деформационной модели ANCOR приняты следующие допущения:

- деформация оболочки осесимметричная (не учитываются возможная эллипсность и неоднородность любых параметров по углу);

- оболочка тонкостенная и бесконечно длинная (это позволяет воспользоваться условием плоской деформации и пренебречь радиальным напряжением, а также неоднородным распределением деформации и напряжений по толщине оболочки);

- отсутствует осевое и радиальное взаимодействие топливного столба и оболочки; теплоноситель высокотемпературный деформирование топливо

- деформация имеет односторонний характер (в случае разгрузки оболочки от напряжений ее радиус остается постоянным);

- объемные деформации отсутствуют (справедливо условие сохранения сечения оболочки);

- осевые деформации, обусловленные весом твэла, не учитываются;

- неупругие деформации оболочки определяются кратковременной высокотемпературной ползучестью;

- газообразные продукты под оболочкой подчиняются закону идеального газа;

- условием схлопывания газового зазора является равенство толщины зазора средней шероховатости топлива и оболочки. В случае схлопывания газового зазора, “включается” механизм контактной теплопроводности между поверхностями оболочки и топлива. Деформация оболочки в этом случае определяется ее термическим расширением, а также термическим расширением топлива;

- образующийся вследствие пароциркониевой реакции слой оксида циркония (ZrO2), значительно отличающийся своими механическими свойствами от чистого циркония (Zr), в расчете деформационного состояния твэла не учитывается.

Для описания деформационного поведения циркониевого сплава в двухфазной области (области полиморфного превращения - циркония в - цирконий) используются две модели: последовательного и параллельного соединения и фаз по отношению к приложенной нагрузке.

Для анализа имеющихся моделей деформирования были выполнены обширные тестовые расчеты и проведено тщательное сравнение полученных результатов с имеющимися в литературе данными экспериментального и расчетного характера. Основное внимание при этом уделялось выбору уравнения состояния материала, определяющего скорость деформации при высокотемпературном нагружении оболочки твэла. Для тестовых расчетов были отобраны две характерные модели, разработанные авторами, представляющими различные научные школы. Коллективом авторов из ВНИИНМ им А.А. Бочвара и МИФИ рекомендованы следующие соотношения для проведения лицензионных расчетов твэлов с оболочками из Zr1%Nb

Несколько более сложной по своей структуре является модель Ф.Паздеры (Институт ядерных исследований, ЧССР), полученная с помощью обработки экспериментальных данных по растяжению и ползучести трубчатых образцов, изготовленных из оболочек коммерческих твэлов

А(Т), В(Т), , - эмпирические параметры модели. Для проверки предсказательной способности уравнений (9) и (10) была проведена серия численных экспериментов по деформированию сплава Zr-1%Nb в условиях как изотермического, так и неизотермического нагружения. Анализ полученных расчетных данных свидетельствует о том, что при температурах меньших 1173K модель (10) дает лучшее совпадение с экспериментальными данными. При высоких температурах (Т>1223К) модель (10), напротив, дает завышенные по сравнению с (9) значения скорости деформации. Учитывая это обстоятельство, для относительно “медленных” аварийных ситуаций можно рекомендовать расчет по уравнению (10) до температуры 1100 К, а затем по уравнению (9) - для более высоких температур. В качестве базовой модели для кода ANCOR была выбрана модель (9).

Физико-химический процесс окисления водяным паром конструкций активной зоны реактора при высоких температурах во многом определяет тепловую динамику тяжелой аварии, а также существенным образом влияет на прочностные характеристики материалов. Многочисленными исследованиями установлено, что кинетика окисления циркониевых сплавов достаточно хорошо описывается уравнением в форме Аррениуса и степенной зависимостью от времени. Для анализа процессов окисления оболочек твэлов в коде ANCOR была разработана модель пароциркониевой реакции и реализованы следующие зависимости, описывающие привес кислорода (приходящийся на единицу поверхности) и толщины образующихся слоев ZrO2 и -Zr(O)

На основе сравнения результатов тестовых расчетов при неизотермическом окислении оболочки из сплава Zr1%Nb, полученных по моделям, предлагаемым различными авторами, в качестве базовых параметров модели окисления (11) для кода ANCOR были выбраны два набора - консервативная (верхняя) оценка: n1=n2=n3=2, A1=920мг/(cм2c1/2), A2=1.04см/с1/2, A3=0.0568см/с1/2, Q1=10409K, Q2=12240K, Q3=6793K (Соляный В.И., Бибилашвили Ю.К. и др.) и реалистическая (нижняя) оценка: n1=n2=n3=2, A1=4865мг/(cм2c1/2), A2=0.8040см/с1/2, A3=78.4см/с1/2, Q1=13274K, Q2=11771K, Q3=17350K (Вртилкова В., Молин Л. и др.). Следует отметить, что реализованная в ANCOR модель для расчета пароциркониевой реакции, позволяет также учесть ограничение скорости реакции окисления диффузионными процессами подвода кислорода от теплоносителя. Подобное ограничение может иметь место в случае, если в газовой смеси наблюдается недостаток пара.

Для исследования взаимной согласованности и предсказательной способности разработанных и реализованных в ANCOR моделей деформирования и окисления оболочек твэлов отечественных реакторов типа ВВЭР в различных аварийных условиях была проведена серия тестовых расчетов. Результаты моделирования сравнивались с данными, полученными с помощью твэльных кодов FRAS, РАПТА и др., а также с данными экспериментальных исследований. За основу были взяты “традиционные” сценарии аварий - авария с резким увеличением реактивности и максимальная проектная авария. Некоторые результаты выполненных исследований, демонстрирующие удовлетворительное соответствие имеющимся данным, представлены на рис. 1.

Рис. 1. Поведение твэла в условиях максимальной проектной аварии; (а) - температуры внутренней и внешней поверхности топлива (1,2 - расчет по коду ANCOR; 4,5 - расчет по коду РАПТА) и газового зазора (3 - расчет по коду ANCOR), 6 - температура внешней поверхности оболочки (задавалась в качестве граничных условий); (б) - внутригазовое давление и радиус оболочки (1 - расчет по коду ANCOR; 2 - расчет по коду РАПТА).

Глава 5. В качестве интегрального теста для верификации разработанных моделей микро- и макроуровня кода ANCOR и реализующих их численных алгоритмов были использованы данные международного эксперимента CORA/W2. Экспериментальная установка представляла собой шестигранный (в сечении) канал, в котором располагалась сборка из 19 имитаторов твэлов. Внутренняя стенка канала представляла собой экран из сплава Zr1%Nb, внешняя поверхность экрана теплоизолировалась пористым диоксидом циркония. Сечение рабочего участка изображено на рис. 2 (1 - обогреваемые стержни; 2 - необогреваемые стержни; 3 - управляющий стержень; 4 - защитный экран (Zr1%Nb); 5 - теплоизоляция). Центральный стержень, а также имитаторы твэлов внешнего ряда были обогреваемыми, а средний ряд - необогреваемым.

Эксперимент проводился в три этапа: при 3000с сборка продувалась чистым аргоном; при 30004500с для "включения" пароциркониевой реакции, начиная с =3300с, дополнительно подавался перегретый водянной пар, а к обогреваемым имитаторам подводилась электрическая мощность; на временах 45006000с рабочий участок продувался чистым аргоном.

Численное моделирование эксперимента CORA/W2 выполнялось кодом ANCOR в двумерной осесимметричной постановке. Геометрия расчетной области представлена на рис.3а. Рабочий участок моделировался толстостенным цилиндрическим каналом с кольцевым радиальным входом газовой смеси, состоящей из водяного пара и аргона. Сборка имитаторов твэлов, расположенная внутри канала, моделировалась как пористая проницаемая структура, состоящая из трех концентрических рядов вертикальных стержней На микроуровне имитаторы твэлов для каждого из этих трех рядов моделировались обобщенным элементом, геометрия которого изображена на рис. 3б.

На макроуровне в качестве граничных условий задавались следующие: на входе в канал были заданы температура газа, расход, массовые доли аргона и водорода; на выходе из канала ставились параболические выходные условия; торцы стенок канала были приняты адиабатически изолированными; на внешней стенке канала задавались условия, соответствующие либо теплообмену излучением в окружающую среду, либо заданной температуре. Тепловыделение задавалось в четырнадцати стержнях (центральном стержне и стержнях внешнего ряда), при этом считалось, что мощность равномерно распределена между имитаторами, по длине и сечению электрода.

Рис.2.

Важной особенностью эксперимента CORA является доминирующая роль излучения в передаче тепла от одного ряда стержней к другому, а также от стержней к защитному кожуху (подробности используемой модели излучения приведены в приложении 1 диссертации). Для корректного учета этого обстоятельства была разработана специальная модель излучения, учитывающая специфику геометрии экспериментальной сборки. В эксперименте CORA температуры оболочек имитаторов достигали значений температуры плавления циркония. В расчетах тепловой эффект при плавлении оболочек учитывался с помощью модели эффективной теплоемкости. Процессы разрушения оболочек и перемещения расплавленных масс не рассматривались.

Некоторые результаты проведенных расчетов в сравнении с экспериментальными данными и расчетами с помощью других кодов представлены на рис. 4,5. На рис. 4 приведена температура оболочки центрального стержня в сравнении с экспериментом и расчетами других авторов (Z=950мм, 1 - эксперимент, 2,3,4 - расчет по кодам SCDAP, MELCOR, ANCOR).

Рис. 3. Модель экспериментальной установки CORA (a); модель имитатора твэла (б); 1 - сборка имитаторов твэлов (три ряда стержней); 2 - стенка канала; 3 - теплоизоляция; 4 - байпасный канал; 5 - входной патрубок; 6 - электрод (Mo); 7 - оболочка имитаторов (Zr+ZrO2); 8 - электрод (W) (обогреваемый участок); 9 - газовый зазор; 10 - топливо (UO2)

Рис. 5 иллюстрирует скорость генерации водорода (1 - эксперимент, 2 - расчет по стандартной модель излучения, 3 - расчет по модели излучения “CORA”, 4 - расчет по коду MELCOR). Из графиков видно, что результаты расчетов, полученные с помощью кода ANCOR, хорошо согласуются с экспериментом и не уступают аналогичным расчетам, выполненным с помощью лучших зарубежных кодов (SCDAP, MELCOR), вплоть до достижения температур интенсивного плавления оболочек имитаторов.

В главе 6 приводятся результаты численного моделирования процессов в осушенной активной зоне реактора ВВЭР-1000 в условиях запроектной аварии. Моделирование процессов в корпусе ВВЭР-1000 потребовало разработки подробной теплогидравлической модели реактора, учитывающей его основные конструктивные особенности. Активная зона, опоры, стаканы, нижняя и верхняя плиты АЗ, выгородка, перфорированное днище моделировались как пористые проницаемые структуры с неоднородными анизотропными свойствами. Стенки шахты и корпуса реактора рассматривались как непроницаемые твердые элементы конструкции, контактирующие со “свободным” теплоносителем. Для каждой из характерных пористых структур были разработаны модели, описывающие пористость, удельную поверхность, коэффициенты проницаемости и межфазной теплоотдачи при течении однофазного теплоносителя, а также эффективные теплофизические свойства.

Рис. 4. Рис. 5.

Указанные модели строились на основе анализа структуры пористой среды с привлечением наиболее достоверных эмпирических формул, описывающих трение и теплообмен в разнообразных каналах, при обтекании пучков труб и т.п. Модели охватывают широкий диапазон чисел Рейнольдса для однофазного потока и учитывают возможность типичного деформирования структуры (например, деформирование оболочек твэлов и частичную блокировку каналов охлаждения АЗ). Совокупность моделей пористых структур ВВЭР-1000 реализована в ANCOR в виде банка данных и описана в приложении 2 диссертации.

Рис. 6.

В качестве основного сценария запроектной аварии реактора ВВЭР-1000 рассматривалась гипотетическая ситуация, характеризующаяся нарушением штатного режима работы в результате мгновенного падения давления в корпусе реактора, охлаждением АЗ водяным паром и отказом в работе всех систем аварийного охлаждения. Основной целью исследования было изучение физико-химических процессов в АЗ реактора при ее охлаждении паром вплоть до достижения температур интенсивного плавления оболочек твэлов и стекания расплавленных масс. В работе моделировались две разновидности основного сценария: а) отсутствии жидкой фазы внутри корпуса и б) наличие испаряющейся жидкости в нижней камере реактора. Численное моделирование процессов в осушенной зоне в первом сценарии было выполнено при следующих предположениях: давление в корпусе постоянно и близко к атмосферному; остаточное тепловыделение в АЗ составляет 6% от номинальной мощности; расход теплоносителя в холодной нитке равен нулю; расход пара в горячей нитке определяется скоростью расширения газовой смеси, находящейся в корпусе, в процессе разогрева АЗ; внешняя поверхность корпуса теплоизолирована. При моделировании варианта с наличием испаряющейся жидкости в нижней камере смешения реактора предполагалось, что уровень жидкости находящийся при температуре насыщения, задан в районе опор АЗ, и в ходе расчета его положение не изменяется; корпус реактора и днище исключаются из рассмотрения; на внешней поверхности шахты реактора задана температура, равная температуре насыщения (420K) при заданном давлении внутри корпуса 4.4 105 Па; скорость генерации пара с зеркала жидкости определяется тепловыми потоками от элементов конструкций к жидкости в результате остаточного тепловыделения в АЗ.

Рис. 7.Рис. 8.

Результаты расчетов двух описанных выше сценариев аварии представлены на рис. 6-8. На рис. 6 (1- крышка; 2,3 - выходной и входной патрубки; 4 - корпус; 5 - шахта; 6 - выгородка; 7 - активная зона; 8 - область опор; 9 - перфорированное днище) показаны изотермы и векторное поле скорости в реакторе для случаеая отсутствия жидкой фазы внутри корпуса ( = 500с). Наибольшие скорости парогазовой смеси характерны для верхней камеры, где под действием свободной конвекции формируется вихревое движение. Часть вихря проникает и в активную зону. В целом же скорости парогазовой смеси в нижней камере и в АЗ существенно меньше, чем в надзонном пространстве. Изотерма Т=1930К может быть условно принята за границу фронта плавления. На рис. 7,8 (1- центральный твэл; 2 - промежуточный твэл; 3 - периферийный твэл; 4 - одномерный расчет) представлены зависимости радиуса (сценарий с отсутствием жидкой фазы внутри корпуса) и температуры (сценарий с наличием испаряющейся жидкости) оболочек твэлов на высоте Z=1.55м. Для сравнения на рис.8 нанесена температурная кривая для оболочек, полученная в результате проведения одномерного расчета, в котором по радиусу АЗ задавался только один КО. Из графиков видно, что температура оболочки твэла в одномерном расчете близка к температуре наиболее нагруженного (центрального) твэла в двумерном расчете. Максимальные деформации оболочек твэлов в расчетах составляли величину 29%, что соответствовало их полному смыканию.

Из анализа полученных результатов видно, что при отказе аварийных систем охлаждения реактора более чем на 500с, рассмотренные сценарии приобретают все признаки тяжелой аварии с разрушением элементов АЗ.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

Выполнен анализ моделей определяюще важных процессов в твэлах реакторов типа ВВЭР в условиях высокоскоростного температурного и силового нагружения.

Разработаны методика и алгоритмы расчета пароциркониевой реакции и напряженно-деформированного состояния оболочек твэлов в условиях запроектной аварии.

Проведена серия методических и тестовых расчетов для отладки моделей деформирования и окисления оболочек, реализованных в коде ANCOR, и программных модулей кода.

Проведено сопоставление результатов численного моделирования кодом ANCOR аварийного поведения одиночного твэла с аналогичными данными, полученными с помощью кодов FRAS и РАПТА, а также с данными экспериментальных исследований. Показана удовлетворительная предсказательная способность реализованных в ANCOR моделей микроуровня.

Разработана численная модель и проведены расчеты применительно к международному эксперименту по разрушению твэльной сборки CORA/W2. Показано, что результаты моделирования этого эксперимента с помощью кода ANCOR хорошо согласуются с данными эксперимента и не уступают аналогичным расчетам, выполненным с помощью лучших зарубежных кодов SCDAP/RELAP, MELCOR, ICARE и др.

Для моделирования процессов в корпусе ВВЭР-1000 при охлаждении АЗ однофазным теплоносителем разработана подробная теплогидравлическая модель реактора, учитывающая его основные конструктивные особенности.

С помощью кода ANCOR впервые выполнено пространственно-двумерное численное моделирование процессов в АЗ ВВЭР-1000 на начальной стадии запроектной аварии, характеризующейся мгновенным падением давления в корпусе, охлаждением АЗ водяным паром и отказом всех систем аварийного охлаждения. Рассмотрены две разновидности сценария аварии: с наличием жидкости на дне корпуса реактора и при отсутствии жидкой фазы внутри корпуса.

Получены двумерные картины полей основных физических характеристик в реакторе: скоростей и температур теплоносителя, концентраций водорода и пара, температур и деформаций оболочек твэлов.

В целом можно утверждать, что разработана и отлажена первая рабочая версия кода ANCOR, позволяющая детально исследовать процессы в АЗ ВВЭР-1000 на начальной стадии запроектной аварии при охлаждении АЗ однофазным теплоносителем.

ПУБЛИКАЦИИ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

Артемов В. И., Яньков Г.Г., Карпов В.Е., Еркимбаев А.О. Функциональное наполнение кода ANCOR. Анализ моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов в аварийных ситуациях.I. //TBT.-1998.-N3.-C. 489-495.

Артемов В. И., Яньков Г.Г., Карпов В.Е., Еркимбаев А.О. Функциональное наполнение кода ANCOR. Анализ моделей высокотемпературного деформирования и окисления оболочек твэлов в аварийных ситуациях.II. //TBT.-1998.-N4.-C. 665-659.

Артемов В.И, Бекетов В.А, Карпов В.Е. Модели плавления тепловыделяющих элементов ядерных реакторов в интегральном коде ANCOR. //Вестник МЭИ.-1997.-N2-C. 66-71.

Численное моделирование процессов в осушенной активной зоне ВВЭР-1000 в условиях запроектной аварии. Артемов В.И., Карпов В.Е., Яньков Г.Г. // Доклады на круглых столах: Тр. Второй Рос. нац. конф. по тепломассобмену. Т. 1. М., 1998.-C. 143-147.

Артемов В.И., Яньков Г.Г., Макаров М.В., Карпов В.Е. Программный комплекс Anes/98 для численного моделирования процессов тепломассообмена в энергетическом оборудовании. // Интенсификация теплообмена: Тр. Второй Рос. нац. конф. по теплообмену. Т. 6. М., 1998.-C. 211-215.

Размещено на Allbest.ru