Введение к работе
I. Актуальность темы. Реализация потенциала ядерной энергетики на современном этапе ее развития неразрывно связана с разрешением противоречия между требованиями экономики и безопасности ВВРК, как показывает мировой опыт, обладают значительным потенциалом для успешного решения данной задачи Это связано с их относительной дешевизной при наличии высокого уровня свойств внутренней безопасности (простота конструкции, отрицательный паровой эффект реактивности, надежность охлаждения активной зоны, связь между расходом теплоносителя и мощностью и т д) Соответственно, ВВРК являются основой ряда эволюционных и инновационных проектов установок большой, малой и средней мощности, а международные программы создания ВВР поколения Ш+ на рубеже XX - XXI в в реализовались вводом в действие именно ВВРК12
По мере снижения мощности энергоблока на основе ВВРК с естественной циркуляцией теплоносителя в активной зоне растет его конкурентоспособность по сравнению с другими ЯЭУ такой же мощности, расширяются возможности применения пассивных систем безопасности, модульных блоков и интегральной компоновки первого контура Вопросы статики, динамики, работы пассивных систем безопасности таких ВВРК изучаются за рубежом, например, в рамках проекта по созданию «упрощенных» (simplified) BWR3, прототипом которых являются установки типа ВК-50
В России около 70% потребления энергии тратится на отопление и существует проблема комбинированного электро-и теплоснабжения отдаленных и труднодоступных районов В этой ситуации эффективно использование АТЭЦ на основе АСММ повышенной безопасности, которые можно расположить вблизи потребителя Опыт работы ИЯУ ВК-50 в режимах АЭС и АТЭЦ доказал перспективность использования для этих целей ВВРК с прямым циклом и всережимной естественной циркуляцией теплоносителя Реакторы данного типа будут разрабатываться в рамках утвержденной Правительством России Федеральной целевой программы «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007-2010 годы и на перспективу до 2015 года»
1 Тюнин И Б Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для
ближайшей и отдаленной перспективы Часть I //Атомная техника за рубежом,
2005 №1 С 3-Ю
2 Тюнин И Б Эволюционные и инновационные ядерные реакторы для
ближайшей и отдаленной перспективы Часть II//Атомная техника за рубежом,
2005 №2 С 3-11
3 Biettschuh W , Wagner К Germany"s next generation of boiling water reactoib//
Kerntechmc, 1996 V61 P 223-235
Другой фактор, определивший выбор темы данной работы - проблемы расчетного моделирования нестационарных теплогидравлических процессов в АЭС типа ВВЭР и РБМК Разработка и верификация кодов ТРАП-97, КОРСАР, РАДУГА, БАГИРА, РАТЕГ и других выявили важность явления взаимосвязи теплогидравлических и ядерных процессов, его недостаточную изученность и дефицит соответствующих экспериментальных данных для верификации моделей Выходом из этого положения, как отмечено в решении секции № 3 НТС № 1 Росатома от 6 октября 2005 г представляется привлечение для верификации кодов опытных данных ИЯУ ВК-50
Таким образом, для решения задач ФААЭ по направлениям как «малой», так и «большой» ядерной энергетики, целесообразно сохранение установки ВК-50 как экспериментальной базы Для этого необходимо поддерживать эту установку первого поколения на уровне современных требований по безопасности
В ходе выполнения работы проведены дополнительные экспериментальные исследования на установке ВК-50, разработаны и внедрены новые системы безопасности Разработана и верифицирована расчетная модель установки, проведены расчеты и обоснована безопасность установки, получены результаты, имеющие значение как для продления срока эксплуатации ИЯУ ВК-50, так и для обоснования проектных решений по безопасности ВВРК
Целью работы является научно-техническое обоснование безопасности реактора ВК-50 Для достижения цели работы автор решал следующие задачи
выбор математического инструмента для расчетного анализа безопасности ИЯУ ВК-50,
создание расчетной модели этой установки на основе теплогидравлического кода улучшенной оценки RELAP5/MOD3 2,
проведение экспериментальных исследований и верификация разработанной модели с привлечением данных экспериментальных режимов ИЯУ ВК-50,
расчетное обоснование безопасности ИЯУ ВК-50 с учетом выполнения комплекса работ по повышению ее безопасности,
обобщение опыта моделирования установки применительно к задачам создания новых проектов водоохлаждаемых реакторов
Научная новизна работы состоит в том, что в ней
создана расчетная модель ВВРК типа ВК-50 с всережимной естественной циркуляцией теплоносителя, проведен расчетный анализ безопасности установки,
экспериментальные и расчетные исследования проведены для малоизученной области низкого (3 5 МПа) рабочего давления, BWR (а до 1986 г и ВК-50) эксплуатируются при значительно более высоком (около 7 МПа) давлении,
исследовалась установка с модернизированной (переход на конструкцию ТВС с повышенным водно-топливным отношением) активной зоной и новыми системами безопасности,
расширена область верификации широко используемых в России зарубежных теплогидравлических кодов улучшенной оценки,
осуществлена верификация разработанной на базе компьютерной программы контурной тешюгидравлики RELAP5/MOD3 2 расчетной модели ИЯУ ВК-50 по данным интегральных экспериментов на этой установке, характеризующихся различной степенью взаимосвязи ядерных и теплогидравлических процессов,
определены важные для моделирования стационарных и нестационарных процессов в ИЯУ с естественной циркуляцией теплоносителя особенности, присущие широко используемой в России версии кода RELAP5/MOD3 2,
уточнена область применения кода RELAP5/MOD3 2, указаны методы расширения этой области для решения задач безопасности ВВРК
Практическая значимость работы заключается в том, что в ней
экспериментальными и расчетными методами подтверждены присущие установке типа ВК-50 внутренние свойства безопасности, что важно для решения задач выбора прототипа и проектирования ЯЭУ малой и средней мощности с водяным теплоносителем,
расчетные исследования автора определили содержание главы «Анализ безопасности» «Отчета по обоснованию безопасности ИЯУ ВК-50», на основе которого получена лицензия на продление ее эксплуатации Это позволило сохранить ИЯУ ВК-50 как уникальную базу для дальнейших научных исследований, составляющую неотъемлемую часть всего реакторного комплекса института и отрасли и как объект для производства электроэнергии и тепла, социально значимый для коллектива НИИАР и города,
результаты расчетных и экспериментальных исследований автора использованы в НИИАР при повышении безопасности ИЯУ ВК-50 путем разработки дополнительных систем безопасности, при проведении аттестации кодов RELAP5/BB3P (учтены установленные автором особенности модели гидроаккумулятора ACCUM) и RELAP5/PBMK, а в НИКИЭТ - при проведении НИОКР по проблематике реактора ВК-300
На защиту выносятся следующие основные положения:
1 Методический подход к формированию расчетной модели ИЯУ ВК-50
2 Разработанная на основе кода RELAP5/MOD3 2 расчетная модель
установки ВК-50
3. Результаты верификации расчетной модели
4 Результаты расчетного анализа по этой модели безопасности ИЯУ ВК-50
Публикации
Основные научные результаты опубликованы в 11 печатных работах
Достоверность результатов и обоснованность выводов определяются:
использованием фундаментальных физических и математических моделей двухфазного неравновесного теплоносителя, заложенных в современных теплогидравлических кодах улучшенной оценки,
сравнением результатов расчетов с данными интегральных экспериментов на ИЯУ ВК-50 и петлевых испытаний фрагментов твэлов ВВЭР наРУМИР,
использованием процедуры кроссверификации кодов RELAP и КОРСАР,
участием автора в отраслевых стандартных задачах повторного залива ТВС ВВЭР с использованием им различных версий кода RELAP5/MOD3
Апробация полученных результатов. Основные результаты диссертационной работы докладывались на международной конференции «Теплофизические аспекты безопасности ВВЭР» («ТЕПЛОФИЗИКА-98»), отраслевых конференциях «Гидродинамика и безопасность АЭС» («ТЕПЛОФИЗИКА-99»), «Теплогидравлические коды для энергетических реакторов (разработка и верификация)» («ТЕПЛОФИЗИКА-2001»), Научно-техническом семинаре «Оценка экспериментальных данных и верификация кодов» (Сосновый бор, 2004), Международном семинаре «Супервычисления и математическое моделирование» (Саров, 2004), 4-й международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» (Подольск, 2005), отраслевом семинаре по динамике ЯЭУ «Водяной кипящий реактор, опыт эксплуатации, динамика и безопасность» (Димитровград, 2005)
Личный вклад автора состоит:
в освоении, внедрении в НИИАР расчетных кодов RELAP и КОРСАР,
в разработке расчетной схемы ИЯУ ВК-50 на основе тешюгидравлического кода RELAP5/MOD3 2, а также моделей активной зоны ИЯУ ВК-50 на основе кода КОРСАР,
в проведении экспериментальных исследований, систематизации экспериментальных данных по режимам ИЯУ ВК-50 применительно к задачам верификации теплогидравлических расчетных кодов улучшенной оценки,
в верификации разработанной модели по данным интегральных экспериментов на ИЯУ ВК-50, определении основных ограничений на область ее применения,
все расчеты, результаты которых излагаются в диссертации, выполнены непосредственно автором
Расчетные данные автора использованы при подготовке ООБ ИЯУ ВК-50, включая оценку радиологических последствий аварий Автор непосредственно участвовал в организации и проведении экспериментов по изучению статических и динамических характеристик реактора ВК-50 с загрузкой в активную зону ТВС различной конструкции
Автор выражает глубокую признательность дтн ВМ Махину, осуществлявшему научное руководство этой работой, заместителю директора ИПБ ЯЭ РНЦ КИ, к т н В Б Проклову, директору отделения комплексных разработок ФГУП НИКИЭТ, дтн, профессору Ю Н Кузнецову, начальнику отдела №11 НИТИ, ктн Ю А Мигрову, начальнику ИЯУ ВК-50, кін ВМ Ещеркину за неизменный интерес и активную поддержку проводимых автором данной работы исследований
Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения и списка литературы Объем работы составляет 142 текстовых страницы, 47 рисунков, 3 таблицы, список цитированной литературы из 166 наименований
Похожие диссертации на Расчетно-экспериментальное обоснование безопасности исследовательского реактора ВК-50
