Прогнозування пізньої фази внутрішньо корпусної стадії важкої аварії для перспективних реакторів IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія
Вантажиться...
Дата
2026
Автори
Науковий керівник
Назва журналу
Номер ISSN
Назва тому
Видавець
КПІ ім. Ігоря Сікорського
Анотація
Федоров Д.О. Прогнозування пізньої фази внутрішньо корпусної стадії важкої аварії для перспективних реакторів IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія. Дисертація на здобуття наукового ступеня доктора філософії за спеціальністю 143 «Атомна енергетика». – Національний технічний університет України «Київський політехнічний інститут імені Ігоря Сікорського» МОН України, Київ, 2025.
Дисертаційна робота присвячена, на основі даних преконцептуального проекту, використанні спеціальної процедури та галузевого інтегрального важкоаварійного коду, виконанню прогнозування деградації активної зони та параметричного аналізу відмови днища корпусу перспективного ядерного реактору. У вступі приведено короткий опис напрямку реакторних технологій 4-го покоління, надана актуальність виконання та загальна характеристика роботи, сформульована її мета, основні задачі, об’єкт та предмет досліджень, наведена наукова новизна та практична цінність отриманих результатів, представлено інформацію про особистий внесок здобувача та апробацію роботи, її структуру та обсяг. У першому розділі представлено опис прагматичного підходу атомної галузі щодо розробки та проектування реакторних установок нового покоління, з підкресленням важливих моментів такої раціоналізації та способів врахування нетипових конструкційних рішень, формулюючи пов’язану з цим проблематику. Наведена схема зв’язку визначальних фізичних аспектів для виконання послідовних етапів запропонованого підходу з оцінці деградації корпусу реактора. Окремо підкреслено загальне важливе явище при розгляданні аварій з розущільненням контуру циркуляції теплоносія, описані існуючи моделі оцінки запираючих параметрів кризи течії та наведена характеристика їх застосовності враховуючи специфічні проблеми, які визначаються початковим станом. Представлено опис феноменологічної послідовності важкої аварії для легководного ядерного реактору корпусного типу на докритичних параметрах теплоносія, її передумов та причин з огляду накопиченого експериментального досвіду та пояснення з точки зору фізичної наповненості виходячи з сучасного стану досліджень. Розглянуті основні фізичні аспекти протікання аварійного процесу. Наведені чинники впливу деградації активної зони на протязі ранньої фази внутрішньокорпусній стадії. Підкреслені особливості які можуть бути важливими з точки зору горизонтальної орієнтації паливних каналів у активній зоні, фактично звужуючи межі невизначеності. Враховуючи напрям дисертаційної роботи зроблено опис можливих умов у нижній камері змішування на пізній фазі внутрішньокорпусній стадії та підготовлено огляд застосовності існуючих спеціалізованих інструментів аналізу важкої аварії беручі до уваги необхідний функціонал. У другому розділі викладено підхід для визначення профілю енерговиділення тепловидільної збірки референтної конструкції перспективного ядерного реактору, враховуючи основну особливість теплоносія при надкритичних параметрах по теплофізичному стану в умовах ядерного обігріву. Обґрунтовано необхідність спряженого теплогідравлічного та нейтронофізичного підходу. Описано фізичний зміст розробленого інструменту у вигляді універсального розрахункового модулю. Наведені пояснення прийнятих особливостей стосовно перетворень ізотопного складу ядерного палива, що враховує процеси отруєння та шлакування, а також вихід різних газоподібних продуктів ділення. Представлено алгоритм роботи модулю з урахуванням запізнілих нейтронів та приведена схематизація обрахунку константного забезпечення нейтронного блоку, якій було виконано спеціально розробленою процедурою на основі методу Монте-Карло. Було описано особливості визначення профілю енерговиділення при спряженому аналізі з використанням процедури одновимірної теплогідравлики на основі методу початкових параметрів. Наведено результати аналізу впливу існуючих кореляцій визначення коефіцієнта тепловіддачі при надкритичних параметрах теплоносія на профіль енерговиділення для моделі тепловидільної збірки референтної геометрії. Сформульовано їх придатність та зведені важливі висновки такого параметричного обрахунку. Представлено опис детальної CFD моделі, яка була підготовлена для виконання серії параметричних режимів, з оцінки окрім теплового стану, ще й визначення впливу на енерговиділення фазового стану теплоносія. На базі чого було підтверджено важливі нейтронно-фізичні та теплогідравлічні характеристики тепловидільної збірки предконцептуального проекту. Третій розділ присвячено оцінці початкової динаміки постульованої великої течії для предконцептуального проекту ядерного реактору ECC-SMART через гіпотетичну вихідну подію «Розрив трубопроводу контуру циркуляції теплоносія повним перерізом» в умовах відказу всіх систем безпеки аварійного заливу. Така робота була виконана з урахуванням двох принципових особливостей проекту та впливового фізичного явища кризи течії при швидкій декомпресії. Для опису надкритичного стану теплоносія з можливістю переходу в двофазну область використовується підхід «псевдокипіння». Було виконано реалізацію цього поняття з оцінкою меж такої області та побудовано лінію стану у неї з використанням апроксимаційної залежності. Це дало змогу розглядати надкритичну течію у двокомпонентному наближенні. Також було перевірено застосовність такого підходу, з гарним узгодженням прогнозних характеристик процесу різкого скиду тиску та нуклеації. Для врахування складної багаторівневої проточної частини активної зони ядерного реактору була розроблена спеціальна CFD модель за «репрезентативним» підходом, та виконана розрахункова оцінка силових параметрів початкової динаміки у тривимірній постановці для різних варіантів можливого експлуатаційного стану. Було продемонстровано динаміку полів зміни тиску та конкретизація аргументів щодо вразливості предконцептуального проекту проточної частини активної зони через отримання суттєвих ударних навантажень на стінках елементів тепловидільної збірки. В об’ємі четвертого розділу було підготовлено швидку розрахункову модель активної зони для інтегрального коду MELCOR в рамках прийнятої концепції еквівалентного наближення. Наведено короткий її опис та коментування важливих прийнятих припущень. Була передана точно початкова масова характеристика матеріалів конструкційних елементів активної зони для виконання оцінки повної деградації активної зони та накопичення коріуму у нижній камері змішування у базовому представленні предконцепту. Це дало змогу представити початкове розуміння масо розподілу матеріальних компонент сформованого розплаву. Окрім цього, було виконано серію параметричних режимів перебігу важкої аварії в залежності від різних початкових внутрішніх конфігурацій сталівмісту у активній зоні та нижній камері змішування для різних зовнішніх умов охолодження корпусу реактора. Отримані результати дали змогу вказати часову оцінку станів з квазівстановленними процесами у нижній камері змішування, характеристику картини моменту руйнування корпусу реактора та корисна інформація щодо можливих заходів направлених на утримання та арешту розплаву в умовах гіпотетичної важкої аварії. Наукова новизна одержаних результатів. В роботі наведені результати, які отримані вперше, а саме: − Запропоновано послідовний та гармонізований підхід виконання аналізу сценарію постульованої важкої аварії (внутрішньокорпусної стадії), з урахуванням важливих домінуючих процесів та їх особливостей для нетипової горизонтальної орієнтації тепловидільної збірки активної зони реактору корпусного типу. − На базі концепції репрезентативного CFD моделювання, виконана оцінка початкової динаміки процесу декомпресії контуру циркуляції теплоносія, перспективного SCWR, припускаючи застосовність гіпотези псевдо-кипіння при надкритичних параметрах. Виконання апробації такого підходу на основі класичного показового тесту Едвардса, підтвердило його коректність та чутливість до феномену кризи течії. − Підготовлено спряжений (нейтронно-фізичний, теплогідравлічний) розрахунковий модуль тепловидільної збірки референтної конструкції перспективного малого модульного реактора з теплоносієм на надкритичних параметрах, що дозволило встановити взаємозв’язок між інтегральним енерговиділенням та густиною теплоносія в залежності від його функціонального призначення (тепловідведення, сповільнення/відбивання), що надає оцінку зміни важливого силового фактору, при різкій декомпресії надкритичної активної зони. − Продемонстровано нестандартне використання галузевого інтегрального коду MELCOR для підготовки моделі активної зони оригінальної компоновки у послідовному еквівалентному наближені. Це дозволило виконати попередній аналіз вразливості преконцептуального проекту до умов постульованої важкої аварії.
Опис
Ключові слова
розплав, важка аварія, теплообмін, надкритичні параметри, швидкість, температура, природня конвекція, турбулентність, стратифікація, число Нуссельта, профіль температури, тепловий потік, енерговиділення, corium, severe accident, heat transfer, supercritical parameters, velocity, temperature, natural convection, turbulence, stratification, Nusselt number, temperature profile, heat flux, energy release
Бібліографічний опис
Федоров, Д. О. Прогнозування пізньої фази внутрішньо корпусної стадії важкої аварії для перспективних реакторів IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія : дис. … д-ра філософії : 143 Атомна енергетика / Федоров Дмитро Олегович. – Київ, 2026. – 141 с.