Моделювання процесів плавлення-солідіфікації при охолодженні розплаву коріуму зануреними легкоплавкими блоками
| dc.contributor.author | Калванд Алі | |
| dc.contributor.degreedepartment | атомних електричних станцій і інженерної теплофізики | uk |
| dc.contributor.degreefaculty | теплоенергетичний | uk |
| dc.contributor.degreegrantor | Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут" | uk |
| dc.date.accessioned | 2013-07-24T10:23:09Z | |
| dc.date.available | 2013-07-24T10:23:09Z | |
| dc.date.issued | 2013 | |
| dc.description.abstracten | Thesis for the Ph.D. degree specialty 05.14.14- Thermal and nuclear power plants.- National Technical University of Ukraine "KPI", Ministry of Education and Science of Ukraine, Kiev, 2013. The thesis is devoted to an analysis of the modeling and simulation problem by severe accident management at the nuclear power plants, keeping the molten corium inside the containment in the passive protection systems against severe accidents. The work has concern to supply of a safe operation of the nuclear power plants of the third and forth generations. The resulting pattern of meltingsolidification and worked-out methods for solving the boundary-value problems for the partial differential equation arrays describing the heat distribution by cooling the melt pool corium with immersion in a pool of the "cold" blocks of sacrificial materials serve for the stated goal. Such blocks of the sacrificial materials may remove the large amounts of the heat from the molten corium. The author has simulated a few scenario of the corium’s cooling with the blocks of melting sacrificial metals based on the new mathematical models and computer programs developed in the thesis. | uk |
| dc.description.abstractru | Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.14 – Тепловые и ядерные енергоустановки.- Национальный технический университет Украины «КПИ», Министерство образования и науки Украины, Киев, 2013. В диссертации выполнен анализ проблемы управления тяжелыми авариями на АЭС путем удержания расплава ядерного топлива внутри контейнмента, актуальной для достижения безопасной эксплуатации атомных электростанций третьего и четвертого поколений. Получены закономерности процессов плавления-солидификации и отработана методика решения краевых задач распространения теплоты при охлаждении бассейна расплава кориума за счет погруженных в него «холодных» блоков для снятия большого количества теплоты, запасенной и постоянко генерируемой в расплаве радиоактивного ядерного топлива. Исследовано влияние разных размеров и конфигураций расположения блоков жертвенных материалов в бассейне расплава кориума подреакторного пространства контейнмента на интенсивность охлаждения кориума и особенности протекания процессов. Разработано удобное математическое обеспечение, позволяющее проводить вычислительные эксперименты на ЭВМ для разных конфигураций легкоплавких блоков жертвенных материалов в бассейне расплава кориума для исследования особенностей протекания теплогидравлических процессов в сложной многокомпонентной многофазной системе охлаждения расплава кориума и определять 18 оптимальные параметры системы для конкретных условий работы пассивной системы защиты от тяжелых аварий на атомных электрических станциях. Установлены основные характерные масштабы процессов плавления- солидификации в системе охлаждения кориума и явление трехслойного («радужного») плавления-солидификации погруженных в бассейн кориума блоков вследствие нелинейности коэффициента теплопроводности и особенностей плавления и застывания материалов. Показано, что повышение эффективности охлаждения расплава кориума достигается уменьшением размеров блоков, а их расположение и распределение по размерам заметного влияния на процесс охлаждения кориума не оказывают. Полученные в диссертации данные и разработанная методика, а также программное обеспечение для ее реализации на ЭВМ могут быть полезными при проектировании и оптимизации параметров систем пассивной защиты АЭС от тяжелых аварий. Для конкретной системы пассивной защиты можно провести оценку пределов изменения параметров и оптимальной конфигураци блоков в подреакторном бассейне, который должен принять и удержать расплав кориума в контролируемом состоянии на протяжении заданного времени в различных гипотетических аварийных ситуациях. Установлены характерные времена застывания и расплавления материалов, а также формирования и развития явления послойного (в виде трех четко выраженных слоев примерно постоянной температуры вокруг плавящихся блоков). Разработанный подход помогает совершенствовать выбор жертвенного материала по составу, микро- и макроструктуре по мере накопления сведений об особенностях взаимодействия высокотемпературных расплавов с веществами, обладающими большой восстановительной способностью в условиях высокого градиента температуры. Проводилось сравнение полученных в диссертации расчетных данных по охлаждению расплава кориума плавящимися блоками с приведенными в литературе данными по концепции COMET и другими данными. Так, например, для плотной конфигурации из 13 мелких стальных блоков температура в области, занятой блоками (включая процесс расплавления блоков), снизилась примерно с 2000 до 1600 градусов за 600 секунд, что составляет порядка 2/3 градуса за секунду. А оценка для 5 крупных алюминиевых блоков показала в среднем снижение температуры примерно 300 градусов за 300 секунд в области расположения блоков, т.е. интенсивность охлаждения около 1 градуса в секунду. Таким образом, плавящиеся блоки дают интенсивность охлаждения примерно в 1,7-2,7 раза выше воздушного (сразу после выхода расплава из реактора, когда идет интенсивное излучение теплоты), но в 2-3 раза и более ниже водяного, струями снизу, по концепции COMET, где имеет место интенсивное турбулентное смешение воды и пара в слое расплава кори ума, а также постоянный вынос пара из слоя с непрерывным поступлением все новых холодных струй воды. 19 Большое значение при моделировании тяжелых аварий имеет неточность и неопределенность исходных данных. Основные неопределенности исходных данных следующие: погрешность расчета источников энергии в контейнменте, неопределенность распределения остаточного тепла, неопределенность теплофизических свойств кориума (зависит от сценария тяжелой аварии) и строительных конструкций. Эти неопределенности приводят к тому, что результаты математического моделирования тяжелой аварии могут значительно отличаться между собой. Причем, принципиально важно не только и не столько количественное различие (его даже при погрешности порядка 100% можно компенсировать резервированием соответствующих мер безопасности), но более существенно – качественное различие, когда тяжелая авария вследствие неопределенности исходных данных может пойти по нерасчетному сценарию. Оценка чувствительности результатов к неопределенности исходных данных имеет первостепенное значение. И в этом может помочь разработанное матобеспечение – модели, алгоритмы и программы, с помощью которых можно производить широкомасштабные вычислительные эксперименты на ЭВМ. | uk |
| dc.description.abstractuk | Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за фахом 05.14.14 – Теплові та ядерні енергоустановки. - Національний технічний університет України «КПІ», Міністерство освіти і науки України, Київ, 2013. Дисертація присвячена аналізу проблеми моделювання та чисельного експерименту щодо проблеми керування тяжкими аваріями на атомних електричних станціях шляхом утримання розплаву коріуму всередині контейнмента в пасивних системах захисту від тяжких аварій. Робота стосується забезпечення безпечного функціонування ядерних енергетичних станцій третього та четвертого поколінь. Отримані в результаті приклади топлення-солідифікації та розроблені методи рішення крайових задач для 17 систем диференціальних рівнянь в частинних похідних, що описують розповсюдження теплоти при охолодженні басейна розплаву коріуму за рахунок занурення до басейну «холодних блоків» жертовного матеріалу, допомагають рішенню поставленої задачі. Задача актуальна для досягнення безпечної експлуатації атомних електростанцій третього та четвертого поколінь. Отримані закономірності топлення-солідифікації та відпрацьована методика розв’язку крайових задач розповсюдження теплоти при охолодженні басейна розплаву коріуму за рахунок занурених до нього «холодних» блоків жертовного матеріалу послугують для поставленої мети. Такі блоки можуть видалити велику кількість теплоти від розтопленого коріуму і посприяти керуванню тяжкою аварією. Автор провів обчислювальні експерименти для декількох сценаріїв охолодження коріуму за допомогою блоків жертовних матеріалів, що розтоплюються, базуючись на нових математичних моделях та комп’ютерних програмах, розроблених в дисертації. | uk |
| dc.format.page | 19 л. | uk |
| dc.identifier.uri | https://ela.kpi.ua/handle/123456789/3334 | |
| dc.language.iso | uk | uk |
| dc.publisher | Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут" | uk |
| dc.publisher.place | Київ | uk |
| dc.status.pub | published | uk |
| dc.subject.udc | 621.039.588 | uk |
| dc.title | Моделювання процесів плавлення-солідіфікації при охолодженні розплаву коріуму зануреними легкоплавкими блоками | uk |
| dc.type | Other | uk |
| thesis.degree.level | candidate | uk |
| thesis.degree.name | кандидат технічних наук | uk |
| thesis.degree.speciality | 05.14.14 – теплові та ядерні енергоустановки | uk |