1. На главную
  2. Электронные версии
  3. Теплоэнергетика
  4. № 11, 2023

Теплоэнергетика, 2023, № 11, стр. 5-13

Моделирование поведения расплава в устройстве для сбора топлива реакторной установки с натриевым теплоносителем с помощью модуля HEFEST-FR интегрального кода ЕВКЛИД/V2

А. А. Бутов b, Д. Д. Каменская a, И. А. Климонов b, Н. А. Мосунова a, Э. В. Усов b, С. В. Цаун a, *, В. И. Чухно b

a Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ РАН)
115191 Москва, Большая Тульская ул., д. 52, Россия

b Новосибирский филиал ИБРАЭ РАН
630090 г. Новосибирск, просп. Академика Лаврентьева, д. 1, Россия

* E-mail: tsaun@ibrae.ac.ru

Поступила в редакцию 07.03.2023
После доработки 21.04.2023
Принята к публикации 27.04.2023

Аннотация

Для численного моделирования поведения расплава в устройстве для сбора топлива реакторной установки с натриевым теплоносителем на основе кода для моделирования плавления и разрушения элементов активной зоны реакторных установок на быстрых нейтронах (РУ БН) с жидкометаллическим теплоносителем SAFR, разработанного в ИБРАЭ РАН, создан и внедрен в интегральный код ЕВКЛИД/V2 модуль HEFEST-FR. Данный модуль предназначен для численного моделирования процессов удержания и расхолаживания расплава в корпусе реактора с учетом теплообмена между внутрикорпусными конструкциями и теплоносителем. Для этого в цилиндрической системе координат решается двумерная задача (отсутствует зависимость температуры от азимутального угла) нестационарной теплопроводности для материалов, находящихся в поддоне устройства для сбора топлива (УСТ) реакторной установки. Коэффициенты уравнения теплопроводности зависят от времени, координат и температуры, которая является корнем решения этого уравнения. Используются граничные условия первого, второго и третьего рода, задаются потери тепла на границе вследствие излучения. Внутри расплава устанавливается либо полная, либо объемная мощность остаточного тепловыделения. Для численного решения двумерного уравнения теплопроводности применяется метод на основе энтальпийного подхода. Его формулировки при решении уравнения теплопроводности с учетом фазовых переходов позволяют естественным образом преодолеть проблему разрывности удельной энтальпии материала в точке плавления. В результате решения находится поле температур при плавлении/затвердевании материалов (различных марок сталей и топлива) в поддоне УСТ РУ БН. Продемонстрированы результаты верификации модуля HEFEST-FR на решении аналитической задачи. С помощью этого модуля проведены методические расчеты поведения расплава топлива и оболочек твэла в устройстве для сбора топлива реакторной установки с натриевым теплоносителем.

Ключевые слова: HEFEST-FR, устройство для сбора топлива, интегральный код, ЕВКЛИД/V2, реакторная установка на быстрых нейтронах, натриевый теплоноситель, тяжелая авария, расплав

Список литературы

  1. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: учеб. пособие. Ч. 1 / А.И. Бельтюков, А.И. Карпенко, С.А. Полуяктов, О.Л. Ташлыков, Г.П. Титов, А.М. Тучков, С.Е. Щеклеин. Екатеринбург: Изд-во УрФУ, 2013.

  2. Ташлыков О.Л. Основы ядерной энергетики: учеб. пособие. Екатеринбург: Изд-во. УрФу, 2016.

  3. Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАт, 2012.

  4. Технический проект РУ БРЕСТ-ОД-300: этапы разработки и обоснование / Ю.Г. Драгунов, В.В. Лемехов, А.В. Моисеев, В.С. Смирнов, О.А. Ярмоленко, В.П. Васюхно, Ю.С. Черепнин // Сб. докл. IV Междунар. науч.-техн. конф. “Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики”. Москва. 27–30 сентября 2016. М.: НИКИЭТ, 2016. Т. 1. С. 21–30.

  5. Adamov E.O. Closed fuel cycle technologies based on fast reactors as the corner stone for sustainable development of nuclear power // Intern. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, 26–29 June 2017. IAEA-CN245-342.

  6. Мосунова Н.А. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ч. 1: Базовые модели // Теплоэнергетика. 2018. № 5. С. 69–84. https://doi.org/10.1134/S0040363618050065

  7. Интегральный код ЕВКЛИД/V1 для обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ч. 2: Верификация / В.М. Алипченков, А.В. Болдырев, Д.П. Вепрев, Ю.А. Зейгарник, П.В. Колобаева, Е.В. Моисеенко, Н.А. Мосунова, Е.Ф. Селезнев, В.Ф. Стрижов, Э.В. Усов, С.Л. Осипов, В.С. Горбунов, Д.А. Афремов, А.А. Семченков // Теплоэнергетика. 2018. № 9. С. 57–72. https://doi.org/10.1134/S0040363618090011

  8. Динамический интегральный универсальный расчетный код для анализа и обоснования безопасности реакторных установок на быстрых нейтронах с жидкометаллическими теплоносителями. Версия 1.2 (ЕВКЛИД/V1.2): Аттестационный паспорт программного средства № 462. М.: Ростехнадзор, 2019

  9. Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде ЕВКЛИД/V2 / А.А. Бутов, В.С. Жданов, И.А. Климонов, И.Г. Кудашов, А.Э. Кутлиметов, Н.А. Мосунова, В.Ф. Стрижов, А.А. Сорокин, С.А. Фролов, Э.В. Усов, В.И. Чухно // Теплоэнергетика. 2019. № 5. С. 5–15. https://doi.org/10.1134/S0040363619050023

  10. Верификация кода ЕВКЛИД/V2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем / А.А. Бутов, В.С. Жданов, И.А. Климонов, И.Г. Кудашов, А.Э. Кутлиметов, П.Д. Лобанов, Н.А. Мосунова, А.А. Сорокин, В.Ф. Стрижов, Э.В. Усов, В.И. Чухно // Теплоэнергетика. 2019. № 5. С. 16–24. https://doi.org/10.1134/S0040363619050035

  11. Severe accident studies on the efficiency of mitigation devices in a SFR core with SIMMER code / A. Bachrata, F. Bertrand, N. Marie, A. Edeline, R. Kubota, K. Kamiyama, S. Kubo // Nucl. Eng. Des. 2021. V. 373. P. 111037. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2020.111037

  12. Study of the ablation consecutive to jet impingement on a meltable solid – Application to SFR core-catcher / A. Lecoanet, F. Payot, C. Journeau, N. Rimbert, M. Gradeck // Nucl. Eng. Des. 2021. V. 377. P. 111147. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111147

  13. Sundaram G.B., Velusamy K. Development of a robust multi-phase heat transfer model and optimization of multi-layer core catcher for future Indian sodium cooled fast reactors // Ann. Nucl. Energy. 2020. V. 136. P. 107042. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.107042

  14. Sundaram G.B., Velusamy K. A comparative assessment of various single tray core catcher options for future sodium cooled fast reactors // Prog. Nucl. Energy. 2020. V. 123. P. 103309. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2020.103309

  15. Sundaram G.B., Velusamy K. Effect of debris material composition on post accidental heat removal in a sodium cooled fast reactor // Nucl. Eng. Des. 2021. V. 375. P. 111065. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2021.111065

  16. ANSYS Advantage Magazine. [Электрон. журн.] https://www.ansys.com

  17. Филиппов А.С. Разработка, верификация, применение программных средств расчетного анализа поздней стадии тяжелой аварии на АЭС с ВВЭР: дис. … докт. техн. наук. М.: ИБРАЭ РАН, 2013.

  18. СОКРАТ/HEFEST: модели взаимодействия расплава активной зоны ВВЭР с конструкциями реактора при тяжелой аварии / А.С. Филиппов, Н.И. Дробышевский, А.Е. Киселев, В.Ф. Стрижов, А.Л. Фокин // Изв. РАН. Энергетика. 2010. № 3. С. 4–24.

  19. Alexiades V., Solomon A.D. Mathematical modeling of melting and freezing processes. N.Y.: Routledge, 1993. https://doi.org/10.1201/9780203749449

  20. Лыков А.В. Теория теплопроводности. М.: Высшая школа, 1967.

  21. Kayser G. The SCARABEE BF1 experiment with a molten UO2 pool and its interpretation // Proc. of the Workshop on Large Molten Pool Heat Transfer. Grenoble, France, 9–11 March 1994. P. 207–225.

  22. Овчинников С.В. Введение в теорию теплообмена: теплопроводность в твердых телах: Учеб. метод. пособие. Саратов: СГУ им. Н.Г. Чернышевского, 2015.

  23. Карташов Э.М. Аналитические методы в теории теплопроводности твердых тел: Учеб. пособие. М.: Высшая школа, 2001.

  24. Высокотемпературное ядерное топливо / Р.Б. Котельников, С.Н. Башлыков, А.И. Каштанов, Т.С. Меньшикова М.: Атомиздат, 1978.

  25. Конструкционные материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС реактора БН-600 / Н.М. Митрофанова, А.В. Целищев, В.С. Агеев, Ю.П. Буданов, А.Г. Иолтуховский, М.В. Леонтьева-Смирнова, Ф.Г. Решетников, Ю.К. Бибилашвили, И.А. Шкабура, Ю.А. Иванов // Изв. вузов. Ядерная энергетика. 2011. № 1. С. 211–223.

  26. Thermophysical properties of materials for nuclear engineering. A tutorial and collection of data. Vienna: International Atomic Energy Agency, 2008.

  27. Harding J.H., Martin D.G., Potter P.E. Thermophysical and thermochemical properties of fast reactor materials / Commission of the European Communities. UK, Harwell Laboratory, 1989.

  28. Кириллов П.Л. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: ИздАТ, 2007.

  29. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1968.

Дополнительные материалы отсутствуют.

Инструменты

следующая статья выпуска содержание выпуска

Теплоэнергетика

Архивы выпусков Информация о журнале Отправить рукопись в журнал