Введение к работе
Среди инновационных проектов международным форумом «Генерация IV» рассматриваются шесть систем, пригодных для коммерческого использования к 2030 году. Одной из этих разработок является система SCWR с реактором, охлаждаемым водой сверхкритического давления (СКД).
Привлекательными особенностями реакторов с СКД, по сравнению с используемыми в настоящее время реакторами с водой под давлением, являются:
простая тепловая схема (перегретый пар непосредственно из реактора идет на турбину), что исключает большое количество дорогостоящего оборудования (парогенераторы, насосы, трубопроводы, арматура второго контура) и приводят к снижению металлоемкости на ~60 %;
высокие параметры пара (давление -25 МПа, температура 535-545 С) и одноконтурная схема позволят получить к.п.д. установки до 44 %;
сокращение необходимого количества теплоносителя в активной зоне позволяет размещать твэлы в тесных решетках, за счет чего реактор будет иметь быстрый спектр нейтронов и коэффициент воспроизводства (KB) около единицы;
отсутствие такого явления как кризис теплообмена, т.к. нет второй фазы теплоносителя в реакторе;
применение серийного оборудования машинного зала из тепловой энергетики (турбины, подогреватели и т.д.).
Выполненные анализы результатов расчетов позволяют сделать следующий вывод: если реактор ВВЭР-СКД использует МОКС-топливо на основе своего отработавшего ядерного топлива, то для его «подпитки» требуется примерно 170 кг промышленного плутония в год. Таким образом, один быстрый реактор с натриевым теплоносителем типа БН-К электрической мощностью 1200 МВт может обеспечивать плутонием два реактора ВВЭР-СКД электрической мощностью по 1700 МВт каждый. Сочетание этих двух технологий позволит решить проблему с отработавшим ядерным топливом, обеспечить замыкание топливного цикла и может сделать эффективной будущую атомную энергетику.
Актуальность работы. Для теплофизического обоснования режимов работы и оптимизации конструкции активной зоны реактора ВВЭР-СКД требуется программное обеспечение, которое учитывает особенности течения теплоносителя при сверхкритических параметрах. Эти особенности связаны со следующими моментами в околокритической области:
резким изменением теплофизических свойств с температурой (особенно теплоемкости, плотности, коэффициента объемного расширения и числа Прандтля);
ускорением потока из-за изменения плотности по длине канала при подогреве;
развитием естественной конвекции за счет архимедовых сил в связи с разницей плотностей в различных точках сечения потока.
Программа, разработанная на основе поканального метода оценки температурных полей в активной зоне реактора ВВЭР-СКД, позволит рассчитывать температуру теплоносителя в любом сечении по высоте в каждой ячейке ТВС, распределение температуры оболочки твэлов по высоте зоны энерговыделения и периметру твэла, распределение температуры чехла ТВС, учитывая при этом переменность свойств теплоносителя по длине ТВС, переменность скорости теплоносителя, неравномерность энерговыделения по длине и в поперечном сечении ТВС, наличие дистанционирующих устройств и другие факторы.
Определяющий параметр - максимальная температура оболочки твэлов формируется под воздействием целого ряда инженерных неопределенностей, таких как погрешности изготовления и сборки узлов реактора, погрешности расчетных формул, погрешности используемых экспериментально полученных зависимостей и констант, точность поддержания режимных параметров в условиях эксплуатации, методологические и метрологические погрешности, погрешности обработки данных и т.д.
Для проведения предпроектных расчетов необходимо иметь процедуру статистической оценки влияния случайных отклонений параметров активной зоны на температуру оболочек твэлов.
Цель диссертационной работы состоит:
в разработке методики расчета теплогидравлических характеристик ТВС применительно к реактору, охлаждаемому водой сверхкритических параметров;
разработке методики расчета температуры оболочек твэлов в ТВС активной зоны реактора на воде сверхкритических параметров с учетом факторов перегрева;
проведении оценки теплогидравлических характеристик активной зоны ВВЭР-СКД на основании конструкции, разработанной к настоящему времени.
Задачи исследования:
проанализировать имеющиеся в настоящее время методики для оценки превышения максимальной температуры твэлов за счет неопределенности геометрических и физических параметров, по выбранной методике провести оценки отклонения температуры оболочки твэла в реакторе, охлаждаемого водой с резкоме-няющимися свойствами;
модифицировать программу МИФ-СКД для поканального теплогидравли-ческого расчета ТВС активной зоны реакторной установки ВВЭР-СКД и верифицировать эту программу на экспериментальных данных, полученных на воде и фреоне-12 при сверхкритических параметрах;
модифицировать программу SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны ВВЭР-СКД;
выполнить расчеты для одно- и двухходовой схем течения теплоносителя. Проанализировать и обобщить полученные данные, на основе которых сформулировать научно обоснованные рекомендации для ЯЭУ данного типа.
Научная новизна выполненной работы заключается в следующем:
впервые осуществлен поканальный теплогидравлический расчет в отдельном пучке топливных стержней при течении теплоносителя сверхкритических параметров;
впервые осуществлен теплогидравлический расчет сектора активной зоны при течении теплоносителя с резкоменяющимися свойствами;
- впервые разработана методика оценки факторов перегрева с учетом не
определенностей в распределении технологических параметров для активной зоны
реактора, охлаждаемого водой сверхкритических параметров.
Личный вклад. Автором лично:
модифицирована и верифицирована программа МИФ - СКД для поканаль-ного теплогидравлического расчета ТВ С;
модифицирована программа SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны;
сделана оценка отклонения максимальной температуры твэла за счет факторов перегрева;
получены результаты расчетов для разных видов схем течения теплоносителя в активной зоне (одно- и двухходовой схемы), сделаны выводы о целесообразности дальнейшего рассмотрения.
Достоверность полученных результатов, сформулированных в диссертации, основывается:
на детальном анализе теплогидравлических процессов и на сопоставлении результатов расчета с известными экспериментальными данными и данными других авторов;
на системном подходе к проведенным исследованиям, в ходе которых один и тот же результат получен различными методами;
на использовании надежных методологических и теоретических подходов к определению замыкающих соотношений, используемых в предложенных расчетных методах.
Практическая значимость диссертационной работы состоит в том, что разработанные компьютерные коды МИФ-СКД и SUP будут способствовать решению следующих вопросов:
- быстрый и корректный расчет теплогидравлических характеристик сборки
и сектора активной зоны с целью оптимизации геометрических и режимных пара
метров ТВС активной зоны реактора на СКД;
теплофизическое обоснование выбора схемы течения теплоносителя в активной зоне реакторной установки;
обоснование выбора кандидатных конструкционных материалов корпуса реактора и элементов активной зоны.
Основные положения, выносимые на защиту:
модифицированная программа МИФ - СКД для поканального теплогид-равлического расчета отдельной ТВС активной зоны РУ ВВЭР-СКД;
модифицированная программа SUP для теплогидравлического расчета сектора активной зоны РУ ВВЭР-СКД;
методика и результаты оценки отклонения максимальной температуры твэлов реакторной установки на сверхкритических параметрах за счет факторов перегрева;
результаты расчетов для одно- и двухходовой схем течения теплоносителя в активной зоне (одно- и двухходовой схемы) реактора типа ВВЭР-СКД.
Апробация работы: основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на Всероссийских конференциях и школах: "Реакторы на быстрых нейтронах" (Обнинск, 2009); «Проведение научных исследований в области ядерных технологий» 02 - 04.12.2009 г.
На международных конференциях и семинарах: «Безопасность АЭС и подготовка кадров», Обнинск, Россия, 29 сентября-2 октября, 2009; Международный молодежный научный форум «Ядерное будущее», проводимый в рамках Международного молодежного научно-образовательного проекта «Атомное содружество XXI», Голицыне, апрель, 2011.
Публикации: основное содержание диссертации изложено в одной статье в реферируемом журнале и двенадцати публикациях в сборниках тезисов докладов и трудах конференций.
Структура и объем диссертации: диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка литературы. Материал изложен на 130 страницах, содержит 28 рисунков, 14 таблиц, список литературы из 54 наименований.
