Прогнозування пізньої фази внутрішньо корпусної стадії важкої аварії для перспективних реакторів IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія
| dc.contributor.advisor | Туз, Валерій Омелянович | |
| dc.contributor.author | Федоров, Дмитро Олегович | |
| dc.date.accessioned | 2026-06-01T09:24:30Z | |
| dc.date.available | 2026-06-01T09:24:30Z | |
| dc.date.issued | 2026 | |
| dc.description.abstract | 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. | |
| dc.description.abstractother | Fedorov D.O. Predicting the late phase of the in-vessel stage of a severe accident for the promising Generation IV reactors with supercritical coolant parameters. Dissertation for the degree of Doctor of Philosophy of 143 «Nuclear power engineering» specialty. – National Technical University of Ukraine “Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute”, Education and science ministry of Ukraine, Кyiv, 2025. The study of the dissertation is concerned with the usage, based on preconceptual project data, special procedure and industry-specific severe accident (SA) code, to perform a preliminary assessment of the core degradation for parametric analysis of the vessel bottom failure for the promising nuclear reactor. Foreword provides a brief description of the 4th generation reactor technologies tendency, the relevance of the work and its general characteristics, its purpose, main objectives, object and subject of research, scientific originality and practical value of the obtained results, information about the personal contribution of the applicant, work approbation, its structure and scope. First chapter represents the pragmatic approach of the nuclear industry to the development and design of a new-generation reactor installations, emphasizing the important aspects of such rationalization and ways of taking into account non-typical design solutions, formulating the related issues. A diagram of the relationship between the determining physical aspects for the implementation of the consequent stages of the proposed approach to assess the reactor vessel degradation is provided. A general important phenomenon in the consideration of the loss of coolant accident (LOCA) is highlighted separately, existing models for assessing the choking parameters of critical flow are described, and their applicability is characterized, including the specific problems determined by the initial state. The outline of the phenomenological sequence of a severe accident for a lightwater nuclear reactor at subcritical coolant parameters, its prerequisites and causes, based on the accumulated experimental experience and explanations from the point of view of physical content considering the current stage of research is presented. The main physical aspects of the accident process are considered. The factors influencing the core degradation during the early phase of the in-vessel stage are presented. Features that may be important in terms of the horizontal orientation of the fuel channels in the core are highlighted, effectively narrowing the margins of uncertainty in fact. Taking into consideration the thesis trend, a description of the possible conditions in the reactor lower plenum (LP) during the severe accident late phase of the in-vessel stage is provided, and an overview of the applicability of existing specialized SA analysis tools is prepared, including the necessary functionality. The second chapter describes an approach for determining the energy release profile of a reference design fuel assembly (FA) of a promising nuclear reactor, taking into account the main feature of coolant at super critical parameters (SCP) in terms of thermophysical state under nuclear heating conditions. The necessity of a coupled thermal-hydraulic and neutron-physical approach is justified. The physical content of the developed tool in the form of a universal calculation module is described. Explanations are given for the considered features regarding the transformations of the isotopic composition of nuclear fuel, taking into account the processes of poisoning and slagging, as well as the various gaseous fission products yielding. The algorithm of the module's operation is presented, taking into account delayed neutrons, and a schematic representation of the calculation of the constant supply of the neutron block is given, which was performed using a specially developed procedure based on the Monte Carlo (MC) method. The features of determining the energy release profile in coupled analysis using a one-dimensional thermal-hydraulic procedure based on the initial parameters method (IPM) method are described. The results of the analysis of the influence of existing correlations for determining the heat transfer coefficient (HTC) at supercritical coolant parameters on the energy release profile for the FA model of reference geometry are presented. Their applicability is formulated and important conclusions of such a parametric calculation are summarized. A description of a detailed CFD model of the FA, which was prepared to perform a series of parametric modes, is presented, with an assessment not only of the thermal state, but also of the influence of coolant phase state on energy release. On this basis, the important neutron-physical and thermohydraulic characteristics of the FA of the pre-conceptual design were confirmed. Third chapter is devoted to assessment of the initial dynamics of the postulated large break (LB) LOCA for the pre-conceptual design of the ECC-SMART reactor during a hypothetical initial event, “Full circumferential pipeline break of reactor coolant system” with failure of all emergency core cooling safety systems. This work was carried out taking into account two fundamental features of the project and the influential physical phenomenon of critical flow during rapid depressurisation. The “pseudo-boiling” approach is used to describe the supercritical state of the coolant with the possibility of transition to a two-phase region. This concept was implemented with an evaluation of the limits of such region, and a state line was plotted in it using an estimation formula. This made it possible to consider a supercritical medium in a two-component approximation. The applicability of this approach was also verified, with good agreement between the predicted characteristics of the process of rapid pressure drop and nucleation. To take into account the complex multi-level flow part of the reactor core, a special CFD model was developed using a “representative” approach, and a computational assessment of the force parameters of the initial dynamics was performed in a three-dimensional setting for various options of possible operating conditions. The dynamics of pressure change fields were demonstrated and arguments regarding the vulnerability of the pre-conceptual design of the core flow part were substantiated by obtaining significant shock loads on the FA elements walls. In the fourth chapter, a fast-run model of the reactor core was prepared for the MELCOR integral code within the considered concept of equivalent approximation. A brief description of the model and comments on important assumptions are provided. The core structural elements initial mass characteristics were accurately represented to perform an assessment of the complete core degradation and corium accumulation in the LP for the basic demonstration of the pre-concept. This made it possible to present an initial understanding of the mass distribution of the material components of the formed melt. In addition, a series of parametric calculation scenarios of SA were performed depending on different initial steel mass components of reactor internals and LP configurations and for the various external conditions of reactor ex-vessel cooling. The obtained results made it possible to indicate a time estimate of conditions with quasi-established processes in the lower plenum, characterize the moment of reactor vessel failure, and provide useful information on possible measures aimed to localize and arrest the melted corium in LP under conditions of a hypothetical severe accident. Scientific novelty of the outcome. The thesis study represents the results that obtained at first time, namely are: − A consistent and harmonized approach to analyzing a postulated severe accident scenario (in-vessel stage) is proposed, taking into account important dominant processes and their characteristics for the non-typical horizontal orientation of the fuel assemblies in the core of a pressurized water vessel reactor type. − Based on the representative CFD modeling concept, an assessment of the initial dynamics of the depressurization process of the cold loop of a promising SCWR was performed, assuming the applicability of the pseudo-boiling hypothesis at supercritical parameters. Testing of this approach based on the classic Edwards pipe indicative test confirmed its correctness and sensitivity to the critical flow phenomenon. − A coupled (neutron-physical, thermal-hydraulic) module of the reference FA design of a promising small modular reactor (SMR) with coolant at SCP was prepared. That allows to establish a relationship between integral energy release and coolant density depending on its functional purpose (heat removal, moderation, reflection), which provides an assessment of the change in an important force factor during rapid depressurization of the supercritical reactor core. − A non-standard application of the MELCOR industry SA integral code was demonstrated for preparing a fast run model of the reactor core of the original design in a sequential equivalent approximation. This made able to perform a preliminary vulnerability analysis of the pre-conceptual project to the postulated severe accident conditions. | |
| dc.format.extent | 141 с. | |
| dc.identifier.citation | 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. | |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/81382 | |
| dc.language.iso | uk | |
| dc.publisher | КПІ ім. Ігоря Сікорського | |
| dc.publisher.place | Київ | |
| dc.subject | розплав | |
| dc.subject | важка аварія | |
| dc.subject | теплообмін | |
| dc.subject | надкритичні параметри | |
| dc.subject | швидкість | |
| dc.subject | температура | |
| dc.subject | природня конвекція | |
| dc.subject | турбулентність | |
| dc.subject | стратифікація | |
| dc.subject | число Нуссельта | |
| dc.subject | профіль температури | |
| dc.subject | тепловий потік | |
| dc.subject | енерговиділення | |
| dc.subject | corium | |
| dc.subject | severe accident | |
| dc.subject | heat transfer | |
| dc.subject | supercritical parameters | |
| dc.subject | velocity | |
| dc.subject | temperature | |
| dc.subject | natural convection | |
| dc.subject | turbulence | |
| dc.subject | stratification | |
| dc.subject | Nusselt number | |
| dc.subject | temperature profile | |
| dc.subject | heat flux | |
| dc.subject | energy release | |
| dc.subject.udc | 621.039.524.4 | |
| dc.title | Прогнозування пізньої фази внутрішньо корпусної стадії важкої аварії для перспективних реакторів IV покоління з надкритичними параметрами теплоносія | |
| dc.title.alternative | Predicting the late phase of the in-vessel stage of a severe accident for the promising Generation IV reactors with supercritical coolant parameters | |
| dc.type | Thesis Doctoral |
Файли
Контейнер файлів
1 - 1 з 1
Ліцензійна угода
1 - 1 з 1
Ескіз недоступний
- Назва:
- license.txt
- Розмір:
- 8.98 KB
- Формат:
- Item-specific license agreed upon to submission
- Опис: