Электронная библиотека диссертаций и авторефератов России
dslib.net
Библиотека диссертаций
Навигация
Каталог диссертаций России
Англоязычные диссертации
Диссертации бесплатно
Предстоящие защиты
Рецензии на автореферат
Отчисления авторам
Мой кабинет
Заказы: забрать, оплатить
Мой личный счет
Мой профиль
Мой авторский профиль
Подписки на рассылки



расширенный поиск

Численное исследование свободноконвективных течений тепловыделяющей жидкости при моделировании тяжелых аварий на АЭС Аксенова, Анна Евгеньевна

Данная диссертационная работа должна поступить в библиотеки в ближайшее время
Уведомить о поступлении

Диссертация, - 480 руб., доставка 1-3 часа, с 10-19 (Московское время), кроме воскресенья

Автореферат - бесплатно, доставка 10 минут, круглосуточно, без выходных и праздников

Аксенова, Анна Евгеньевна. Численное исследование свободноконвективных течений тепловыделяющей жидкости при моделировании тяжелых аварий на АЭС : автореферат дис. ... кандидата физико-математических наук : 05.13.16.- Москва, 1998.- 14 с.: ил.

Введение к работе

Актуальность темы исследований. В ядерных реакторах атомных электростанций сосредоточен огромный энергетический потенциал, который п случае потери контроля над протекающими реакциями может приводить к тяжелым авариям (к таковым обычно относят аварии с расплавлением активной зоны и выходом радиоактивности за пределы корпуса реактора). Для того чтобы прогнозировать и в какой-то степени избежать их, в настоящее время в условиях развитой вычислительной техники и современных численных методов строятся гипотетические модели самых нежелательных событий, которые могли бы иметь место в эксплуатации, моделируются протекающие физико-химические процессы.

Одним из направлений в исследовании поведения расплава топливосодержащих масс (кориума) для различных сценариев гипотетических тяжелых аварий на атомных станциях является изучение особенностей конвективного теплообмена тепловыделяющей жидкости с учетом фазовых превращений. Важность данного аспекта определяется тем, что в результате тяжелой аварии возможно образование достаточно больших объемов расплава кориума как непосредственно внутри активной зоны, так и в нижней части корпуса реактора после стекания туда расплава. Наличие больших масс расплава в нижней части корпуса реактора может приводить к разрушению последнего и, в то же время, при определенных режимах охлаждения возможно удержаїше расплавленного топлива внутри корпуса.

Большинство применяемых моделей, описывающих взаимодействие расплава топлива с корпусом реактора или не учитывали влияние конвекции в жидкой фазе на теплообмен при переходе топлива из твердого состояния в жидкое (и обратно) или, рассматривали задачи естественной конвекции тепловыделяющей жидкости в частично или полностью расплавленном кориуме и задачи теплопроводности с учетом плавления корпуса отдельно друг от друга, или включали моделирование всей совокупности процессов при тяжелой аварии в достаточно грубом приближении. Вместе с тем, процесс разогрева кориума в корпусе реакторе определяется остаточным объемным тепловыделением, которое, в свою очередь, приводит к плавлению топлива и возникновению внутри расплава интенсивного вихревого течения, обусловленного архимедовыми силами. В этом случае основные характеристики тепло- и массопере-носа в значительной степени определяются условиями при которых

протекает процесс естественной конвекции, а именно: режимами охлаждения расплава на внешних границах, наличием или отсутствием фазовых превращений, гомогенностью или гетерогенностью состава кориума. Необходимо также учитывать процессы теплопроводности в корпусе и возможное плавление последнего. Полное решение проблемы теплового взаимодействия расплава кориума с корпусом реактора требует решения согласовашюй задачи теплообмена, а именно задачи естественной конвекции тепловыделяющей жидкости в частично или полностью расплавленном кориуме и задачи теплопроводности с учетом плавления корпуса реактора. Существует необходимость исследование механизмов теплопередачи в кориуме на основе адекватных, тщательно проработанных математических моделей, учитывающей как естественно-конвективные течения, так и процессы плавления и затвердевания в кориуме.

Цель работы заключается в построении обоснованных моделей для описания поведения расплава топлива в реакторе и разработке численных алгоритмов их реализации, моделировании тепло-массообменных процессов при удержании расплава корпусом реактора.

Научная новизна.

  1. Построена математическая модель двумерного естественно-конвективного течения тепловыделяющей жидкости с учетом фазовых превращений для моделирования удержания расплава корпусом реактора.

  2. Разработан эффективный численный метод и создан комплекс программ для получения приближенного решения задачи конвективного теплообмена тепловыделяющей жидкости с учетом фазовых превращений, использующий переменные температура-функция тока-завихренность.

  3. Исследованы основные закономерности тепло- и массоперено-са тепловыделяющей жидкости с учетом фазовых превращений и получены корреляционные зависимости для основных характеристик исследуемого процесса в широком диапазоне безразмерных параметров задачи.

Практическая ценность работы. Полученные в результате исследования естественной конвекции в тепловыделяющей жидкости зависимости основных характеристик теплопередачи от широкого набора безразмерных чисел подобия могут быть применены при

разработке упрощенных кодов для анализа отдельных стадий тяжелых аварий, при удержании расплавленных топливосодержащих масс внутри корпуса. Найденные корреляционные зависимости дают возможность получать инженерные оценки, а комплекс прикладных программ позволяет решать широкий класс прикладных задач моделирования процессов тепло- и массопереноса с учетом плавления и кристаллизации.

Достоверность полученных результатов обеспечивается применением строгих математических рассуждений, широким тестированием численных методов и разработанного программного продукта на последовательностях расчетных сеток, сравнением с экспериментальными и теоретическими данными, с расчетами по другим методикам.

Апробация работы. Основные научные результаты диссертации докладывались на:

Первой российской национальной конференции по теплообмену (Москва, 1994),

семинарах международной рабочей группы "OECD/CSNI/NEA WORKSHOP on Large Molten Pool Heat Transfer" (Nuclear Research Center, Grenoble, France, 9th-llth March, 1994),

Международной конференции "CSARP'94 Semiannual Review Meeting" (Bethesda, Maryland, May 2-6 1994),

Международной конференции "JOINT ASME/JSME PRESSURE VESSELS&PIPING CONFERENCE" (HONOLULU, HAWAII, JULY 23-27, 1995),

Международной конференции "NURETH-7: 7th International Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics" (Saratoga Springs, NY USA, September 10-15, 1995),

Международной конференции "ANS'95 Winter Meeting" (San Francisco, October 29-November 2, 1995),

на семинарах ИБРАЭ РАН.

Публикации. По результатам диссертации опубликовано 14 работ.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, 3 глав, заключения и списка литературы из 114 наименований, из которых 77 на иностранном языке. Работа снабжена 9 таблицами и 64 рисунками и графиками. Общий объем работы 105 страниц.