МИНИСТЕРСТВО ИНДУСТРИИ И НОВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ РК Дочернее государственное предприятие

МИНИСТЕРСТВО ИНДУСТРИИ И НОВЫХ ТЕХНОЛОГИЙ РК
Республиканское государственное предприятие
НАЦИОНАЛЬНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЦЕНТР РК (РГП НЯЦ РК)
Дочернее государственное предприятие
ИНСТИТУТ ГЕОФИЗИЧЕСКИХ ИССЛЕДОВАНИЙ
(ДГП ИГИ РГП НЯЦ РК)
УДК 621
Мухамедов Нуржан Еролович
Анализ теплового состояния экспериментального устройства при проведении
испытаний на реакторе ИГР
Работа, представленная на конференцию-конкурс НИОКР
молодых ученых и специалистов
Национального ядерного центра Республики Казахстан
Курчатов 2011
АВТОР
Мухамедов Нуржан Еролович
магистрант, СГУ им. Шакарима
1989 года рождения
образование высшее (2010. СГУ им.Шакарима)
специальность – Техническая физика
квалификация по диплому – Бакалавр технической физики
2
Мухамедов Нуржан Еролович
АНАЛИЗ ТЕПЛОВОГО СОСТОЯНИЯ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО
УСТРОЙСТВА ПРИ ПРОВЕДЕНИИ ИСПЫТАНИЙ НА РЕАКТОРЕ ИГР
РАБОТА, ПРЕДСТАВЛЕННАЯ НА КОНФЕРЕНЦИЮ - КОНКУРС НИОКР
МОЛОДЫХ УЧЕНЫХ И СПЕЦИАЛИСТОВ НАЦИОНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО ЦЕНТРА РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН
Дочернее государственное предприятие «Институт геофизических исследований» Республиканского государственного предприятия «Национальный
ядерный центр Республики Казахстан» (ДГП ИГИ РГП НЯЦ РК).
050020, г. Алматы, Чайкина 4, тел. (727)263-13-30, (727)263-48-82,
факс.(727) 263-48-82, E_mail: kcd1234@mail.kz
РЕФЕРАТ
Работа состоит из 10 страниц, 6 рисунков, 3 таблиц, 4 источников.
Объект исследования: Экспериментальное устройство ID-3
Актуальность: Успешное развитие атомной промышленности невозможно без решения проблем ее безопасной эксплуатации. Для создания реакторов повышенной безопасности и систем локализации проектных и запроектных аварий необходим детальный анализ процессов, связанных с плавлением активной зоны, поведением топлива, материалов и конструкций ядерных реакторов в переходных и аварийных режимах. Одним из направлений
работ в обоснование безопасности атомной энергетики является экспериментальное моделирование процессов, сопровождающих отдельные стадии развития тяжелых аварий на АЭС с плавлением активной зоны реактора.
Цель работы: Целью работы является анализ теплового состояния
экспериментального устройства при проведении испытаний на реакторе ИГР
Задачи исследований: Разработка трехмерной расчетной модели экспериментального устройства, оценка теплового состояния экспериментального устройства в ходе реализации калибровочного пуска, оценка теплового
состояния экспериментального устройства в ходе реализации исследовательского пуска.
Методика исследований: Применяется методика, основанная на использовании современного компьютерного расчетного комплекса ANSYS.
Результат работ: При реализации заданной диаграммы энерговыделения в топливе в исследовательском пуске обеспечивается полное плавление
стальных блоков ТВС, при этом топливо сохраняет свою целостность.
Научная новизна:
Личный вклад автора: Построение трехмерной расчетной модели
экспериментального устройства, проведение расчетов.
Публикации: имеется одна публикация
4
СОДЕРЖАНИЕ
1 Состояние вопроса................................................................................................................ 6
2 Теоретическая часть ............................................................................................................. 7
3 Основная часть....................................................................................................................... 7
3.1 Цель и задачи исследований ............................................................................ 7
3.2 Экспериментальная модель ID-3 ..................................................................... 8
3.3 Описание конструкции экспериментального устройства ID-3 .................... 9
3.3.1 Конструкция чехла ТВС ЭУ ID3 .................................................................. 9
3.3.2 ТВС .................................................................................................................. 9
3.4 Условия проведения испытаний ...................................................................... 9
4 Рассчетный анализ теплового состояния экспериментального устройства .. 10
4.1 Экспериментальная модель ............................................................................ 10
4.2 Методика проведения расчетов ..................................................................... 11
4.3 Оценка теплового состояния ЭУ в ходе реализации калибровочного пуска
................................................................................................................................. 12
4.4 Оценка теплового состояния ЭУ в ходе реализации исследовательского
пуска ....................................................................................................................... 13
5 Заключение............................................................................................................................ 16
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ .................................................................. 17
5
1 Состояние вопроса
Работы по созданию и развитию атомной энергетики в Казахстане составили один из основных разделов Республиканской целевой научнотехнической программы, разработанной в 1992...1993 годах, и ставшей документом, определившим цели, задачи и направления деятельности создававшегося в то время Национального ядерного центра и институтов, вошедших в
его состав.
Постановлением Правительства Республики Казахстан №925 от 20 августа 2002 года была принята КОНЦЕПЦИЯ развития урановой промышленности и атомной энергетики Республики Казахстан на 2002-2030 годы. Задачи, поставленные в КОНЦЕПЦИИ, направлены на преобразование энергетики Казахстана в высокотехнологичную, наукоемкую, динамично развивающую отрасль, которая стала бы надежной основой для форсированного и
устойчивого развития экономики и повышения благосостояния страны. В
настоящее время разрабатывается государственная программа развития
атомной промышленности и энергетики РК.
Программа охватывает период с 2003 по 2030 гг., и определяет стратегию первого этапа создания и развития национальной атомной энергетики.
Успешное развитие атомной промышленности невозможно без решения проблем ее безопасной эксплуатации. Для создания реакторов повышенной безопасности и систем локализации проектных и запроектных аварий
необходим детальный анализ процессов, связанных с плавлением активной
зоны, поведением топлива, материалов и конструкций ядерных реакторов в
переходных и аварийных режимах. Одним из направлений работ в обоснование безопасности атомной энергетики является экспериментальное моделирование процессов, сопровождающих отдельные стадии развития тяжелых
аварий на АЭС с плавлением активной зоны реактора.
В рамках таких работ в Институте Атомной Энергии Национального
Ядерного Центра Республики Казахстан проводятся эксперименты для исследований поведения топлива энергетического реактора в условиях моделирования аварии на реакторе ИГР.
Целью этих исследований является получение количественной и качественной информации о поведении твэлов и тепло выделяющей сборки (далее ТВС) в переходных и аварийных режимах эксплуатации.
Одним из основных ожидаемых результатов исследований процессов,
сопровождающих тяжелые аварии энергетических реакторов с плавлением
активной зоны, является экспериментальное подтверждение возможности создания активной зоны, защищенной от аварии с повторной критичностью,
которая может произойти в случае образования компактного бассейна расплавленного топлива.
Устранение проблемы повторной критичности может быть достигнуто
путем установления ясной логики, основанной на экспериментальных доказательствах, которые показывают, что активная зона реактора имеет внутренне присущие свойства, исключающие возможность возникновения по6
вторной критичности в условиях разрушения активной зоны. Если предположить, что расплавленное топливо не выводится из активной зоны, в ее объеме может быть сформирован большой бассейн расплава, который периодически будет достигать состояния повторной критичности. В противоположность этому, если обеспечить раннее выведение топлива из активной зоны,
она становится свободной от такого недостатка как возможность возникновения повторной критичности. Расплавленное топливо с накопленной в нем
энергией могло бы быть удалено из активной зоны в процессе ее плавления
через специальные каналы выведения расплава, вид которых зависит от конструкции реактора.
2 Теоретическая часть
Накопленный опыт исследований и экспериментальные результаты по
различным аспектам поведения элементов и материалов реакторной техники
являются итогом длительного использования реактора ИГР, который, будучи
введенным эксплуатацию в 1961 году, остается одним из лучших импульсных исследовательских реакторов в мире с максимальной плотностью потока
тепловых нейтронов 0,71017 см-2 с-1 и с максимальным флюенсом нейтронов 3,71017 см-2 [1].
К наиболее значительным экспериментальным работам, выполненным
на реакторе ИГР за годы его эксплуатации, относятся исследования в области
обоснования безопасности ядерных реакторов различного назначения - космического, транспортного, энергетического и исследовательского.
Эти исследования позволили накопить методический и технологический опыт и сформировать основу для реализации экспериментальной программы по исследованию тяжелых аварий энергетических реакторов с плавлением активной зоны.
3 Основная часть
3.1 Цель и задачи исследований
Объектом испытаний является экспериментальное устройство (далее
ЭУ) ID-3. Целью испытаний является получение экспериментальных данных,
необходимых для определения величины теплового потока от расплава стали
к стальной стенке, охлаждаемой натрием, возникающего в результате развития аварии с плавлением активной зоны реактора на быстрых нейтронах [2].
Целью данной работы является определение теплофизических характеристик
предложенного варианта конструкции экспериментального устройства при
проведении внутриреакторных экспериментов.
Для достижения поставленной цели решались следующие задачи:
- Разработка трехмерной расчетной модели экспериментального
устройства ID-3;
- Оценка теплового состояния экспериментального устройства в ходе
7
реализации калибровочного пуска;
- Оценка теплового состояния экспериментального устройства в ходе
реализации исследовательского пуска.
3.2 Экспериментальная модель ID-3
В состав устройства ID-3 входят следующие основные узлы и элементы:
силовой корпус;
кассета ТВС;
ловушка аварийная;
сливная труба;
система измерения параметров.
Конструктивная схема ЭУ ID-3 приведена на рисунке 3.1.
1 – крышка ампулы;2 – силовой корпус;3 – расширительная ёмкость с натрием;4 –
внутренний корпус5 – крышка чехла ТВС; 6 – внутренняя труба с натрием; 7 – ловушка; 8 – неподвижная ампула.
Рисунок 3.1 - Конструктивная схема ЭУ ID-3.
8
3.3 Описание конструкции экспериментального устройства ID-3
3.3.1 Конструкция чехла ТВС ЭУ ID3
Чехол ТВС является силовым элементом и состоит из обечайки, днища,
крышки и внутренней трубы. На днище чехла ТВС в сборе с внутренней трубой установлена графитовая вставка и графитовый стакан с крышкой. На
графитовый стакан установлена теплоизоляция из графитового войлока. К
нижней части внутренней трубы приварен стальной стакан, имитирующий
конструкцию нижнего концевика направляющей трубы регулирующего
стержня реактора на быстрых нейтронах.
Две стальные обечайки в сборе с сильфоном, крышкой и днищем образуют рубашку охлаждения чехла ТВС.
3.3.2 ТВС
В графитовом стакане установлена ТВС, представляющая собой набор
стальных блоков с топливными таблетками. Модель ТВС представляет собой
набор стальных блоков, имеющих 4 ряда отверстий по 22 отверстия в каждом
ряду, заполненных топливными таблетками. Каждый блок в горизонтальной
плоскости смещен относительно предыдущего на угол 8,18°.
Блоки имеют высоту: 5 блоков - 50 мм, 1 блок - 45 мм (заполнены таблетками диоксида урана, обогащением 17 %), нижний бланкетный блок –
65 мм (заполнен таблетками диоксида урана обогащением 0,27 %).
3.4 Условия проведения испытаний
Мощность энерговыделения в экспериментальном устройстве ID-3 является основным управляемым параметром в эксперименте. Диаграмма изменения мощности энерговыделения в экспериментальном устройстве ID-3
выбрана такой, чтобы мощность энерговыделения в топливе была меньше
чем энергия плавления топлива, но достаточна для плавления внутренней
стальной трубы.
Непосредственно перед пуском осуществляется разогрев ТВС, расширительной трубы и ловушки встроенными электрическими нагревателями до
температуры 670 К.
После завершения операций разогрева экспериментального устройстве
ID-3 проводится исследовательский пуск.
Параметры работы реактора при проведении исследовательского пуска
должны обеспечивать необходимое значение энерговыделения в ТВС экспериментального устройства (рисунок 3.2). Диаграмма изменения мощности
реактора ИГР при проведении исследовательского пуска будет определена по
результатам проведения анализа условий безопасного проведения испытаний
с экспериментальным устройством ID-3 на реакторе ИГР.
9
Таблица 3.1 - Параметры реактора ИГР при проведении исследовательского пуска
Наименование
Режим работы реактора:
Ориентировочная длительность импульса мощности,
с
Значение
параметра*
Регулируемый импульс
100
* - параметры реактора в исследовательском пуске будут уточнены после
анализа условий безопасного проведения испытаний и результатов калибровочного пуска
Рисунок 3.2 - Предварительная диаграмма изменения мощности в топливе
Эксперимент заканчивается процедурой расхолаживания, основной целью которой является обеспечение температуры силового корпуса и давления внутри полости силового корпуса в диапазоне разрешенных значений.
После завершения эксперимента демонтируются элементы, соединяющие экспериментальное устройство со стендовыми технологическими системами.
4 Рассчетный анализ теплового состояния экспериментального
устройства
4.1 Экспериментальная модель
При проведении расчетов использовался программный пакет ANSYS,
который позволяет создавать расчетные модели в трехмерном приближении.
ANSYS позволяет выполнить детальное описание теплонапряженных узлов,
учитывать изменение теплофизических свойств материалов (теплоемкости,
плотности и теплопроводности) в зависимости от давления и температуры,
учитывать тепловые процессы, протекающие при фазовых переходах и другие важные для описания теплообмена свойства материалов и особенности
конкретной конструкции [3].
10
При проведении расчетов использовались программные блоки теплофизических свойств материалов, сформированные на основе библиотеки
«Теплофизических свойств материалов Аргоннской национальной лаборатории теплофизических свойств и теплофизических свойств нетрадиционных
материалов»
Для проведения расчетов была разработана трехмерная расчетная модель, описывающая конструкцию экспериментального устройства на уровне
расположения ТВС (рисунок 4.1). В модели были заданы теплоемкости фазовых переходов компонентов ТВС.
1 – натрий, 2 – внутренняя труба, 3 – твэлы,
4 – чехол ТВС, 5 – внутренний корпус,
6 – силовой корпус
Рисунок 4.1 - Трехмерная расчетная модель чехла ТВС ЭУ ID-3
4.2 Методика проведения расчетов
Теплофизические расчеты проводились с использованием программного комплекса ANSYS.
Процедуру проведения теплофизического расчета можно разделить на
несколько этапов
построение трехмерной расчетной модели экспериментального устройства, задание свойств материалам, задание нагрузок;
определение энерговыделения в топливе, определение оптимальной
продолжительности расчета;
запуск расчета;
11
определение теплофизических характеристик в контрольных точках;
построение диаграмм;
анализ результатов расчета.
Тепловые расчеты выполнялись при следующих условиях:
теплопередача в конструкционных элементах модели осуществляется за счет теплопроводности;
зазоры между таблетками и решеткой заполнены аргоном;
полость внутренней трубы заполнена натрием.
Контрольные точки, по которым выводились тепловые параметры ЭУ,
показаны на рисунке 4.2.
1-натрий; 2-внутренняя труба; 3-топливо внутреннего ряда; 4-топливо среднего ряда (2); 5-топливо среднего ряда (1); 6-стальной блок; 7-топливо внешнего ряда; 8-чехол
ТВС.
Рисунок 4.2 - Контрольные точки, по которым выводились тепловые параметры
4.3 Оценка теплового состояния ЭУ в ходе реализации калибровочного пуска
Калибровочный пуск должен быть выполнен в режиме «нейтронная
вспышка». По результатам калибровочного пуска выбирается оптимальное
энерговыделение для исследовательского пуска. Диаграмма энерговыделения
в топливе, с учетом отношения энерговыделения в топливе к энерговыделению в реакторе (таблица 2.4) по форме и длительности была аналогична диаграмме работы реактора в калибровочном пуске с экспериментальным
устройством SFD.
Таблица 4.1 - Отношение энерговыделения в топливе к энерговыделению в реакторе по рядам
Ряд
Внешний ряд
Средний ряд (1)
Средний ряд (2)
Внутренний ряд
Коэффициент отношения энерговыделения
в топливе к энерговыделению в реакторе
по рядам
1,234
0,859
0,654
0,573
Расчет проводился при следующих условиях:
12
начальная температура всех конструктивных элементов равна
300 К;
передача тепла осуществляется за счет теплопроводности;
на наружной поверхности силового корпуса задан конвективный
теплообмен с окружающей средой, коэффициент теплоотдачи – 5 Вт/м2·К.
Изменения температур в контрольных точках ЭУ ID-3 в сечении на
уровне центра активной зоны в процессе калибровочного пуска показаны на
рисунке 4.3.
Рисунок 4.3 – Изменение температур в контрольных точках ЭУ ID-3 в сечении на уровне центра активной зоны в процессе калибровочного пуска.
Тепловое состояние ЭУ ID-3 в ходе реализации калибровочного пуска,
характеризуется следующими параметрами:
максимальная температура топлива составит 922 К;
плавления натрия начнется с 26 с от момента реализации диаграммы мощности в топливе.
4.4 Оценка теплового состояния ЭУ в ходе реализации исследовательского пуска
Исследовательский пуск должен быть выполнен в режиме «импульс».
Предварительная оценка требуемого энерговыделения в топливе экспериментального устройства ID-3 была выполнена на основании решения уравнения теплового баланса для ТВС.
Полное расчетное количество теплоты, которое необходимо затратить
на нагрев ТВС, от температуры Т1 до температуры Т2 можно определить как
сумму количества теплоты затрачиваемое на нагрев каждого компонента
13
ТВС.
Количество теплоты, затрачиваемое на нагрев компонентов ТВС, определялось из выражения
(2.1)
Q  m  (T2 c p 2  T1c p1 ) ,
где m - масса компонента ТВС (UO2, сталь, натрий);
c p1 - теплоемкость компонента ТВС при температуре Т1, Дж/(кг
К);
c p 2 - теплоемкость компонента ТВС при температуре Т2, Дж/(кг
К);
Полное количество теплоты которое, необходимо затратить для достижения температуры плавления топлива в ТВС в ходе проведения эксперимента ID-3, рассчитывалось из уравнения теплового баланса
(2.2)
QTBC  QheatUO2  QheatSt  QïëSt  Q *heatSt QboilNa  Q *boilNa ,
где QheatUO2 - количество теплоты, необходимое для нагрева топлива до
температуры плавления (3113 К), QheatUO2 =18,37 МДж;
QheatSt - количество теплоты, необходимое для нагрева стали до температуры плавления (1700 К), QheatSt =6,98 МДж;
QïëSt - скрытая теплота плавления стали, QïëSt =2,14 МДж;
Q *heatSt - количеств теплоты, необходимое для нагрева расплава стали от
температуры плавления до 3113 К, Q *heatSt =8,23 МДж;
QboilNa - количество теплоты необходимое для нагрева натрия до температуры кипения (1155 К) [10], QboilNa =225,59 кДж;
QboilNa - количество теплоты, необходимое для нагрева кипящего натрия
от температуры кипения до температуры 3113 К, QNa =900,87 кДж.
Подставив рассчитанные значения в выражение (2.2), получим
QTBC =36,846 МДж, тогда удельное количество теплоты, поглощенное ТВС до
момента плавления составит
(2.3)
qTBC  QTBC / mòîïë =36846/8,54336 кДж/кг4336 Дж/г
С учетом отношения энерговыделения в топливе к энерговыделению в
реакторе по рядам (таблица 2.5), энерговыделение в рядах ТВС будет следующим:
Таблица 4.2 - Отношение энерговыделения в топливе к энерговыделению в реакторе по рядам
Ряд
Внешний ряд
Средний ряд (1)
Средний ряд (2)
Коэффициент отношения энерговыделения в топливе к энерговыделению в реакторе по рядам
1,234
0,859
0,654
Энерговыделение
в активной части
топлива
(Вт/г)
Энерговыделение
в бланкетной части топлива
(Вт/г)
43,36
30,18
22,98
0,69
0,48
0,37
14
Внутренний ряд
0,573
20,13
0,32
Расчет проводился при следующих условиях:
- начальная температура всех конструктивных элементов равна 670
К;
- передача тепла осуществляется за счет теплопроводности;
- на наружной поверхности силового корпуса задан конвективный
теплообмен с окружающей средой, коэффициент теплоотдачи – 5 Вт/м2·К;
- продолжительность диаграммы энерговыделения в топливе – 100 с.
Изменения температур в контрольных точках ЭУ ID-3 в сечении на
уровне центра активной зоны в процессе исследовательского пуска показаны
на рисунке 2.9.
Рисунок 4.4 – Изменение температуры в контрольных точках ЭУ ID-3 в сечении на уровне центра активной зоны в процессе исследовательского пуска.
Тепловое состояние ЭУ ID-3 в ходе реализации исследовательского
пуска, характеризуется следующими параметрами:
- максимальная температура топлива составит 3003 К;
- кипение натрия при температуре 1155 К, начнется с 46 с от момента
реализации диаграммы мощности в топливе;
- стальной блок ТВС начнет плавиться с 65 с от момента реализации
диаграммы мощности в топливе;
- разрушение внутренней трубы начнется с 105 с от момента реализации диаграммы мощности в топливе или спустя 40 с от момента образования бассейна расплава стали;
- температура чехла ТВС не превысит 990 К.
15
5 Заключение
По результатам выполненных исследований можно сделать следующие
выводы:
- с целью предотвращения роста давления в центральной части внутренней трубы, обусловленного температурным расширением натрия на
уровне активной зоны реактора при проведении калибровочного пуска, перед
пуском должен быть осуществлен предварительный разогрев натрия, находящегося во внутренней трубе, до температуры плавления;
- конструкция экспериментального устройства обеспечивает достижение цели эксперимента и безопасные условия проведения реакторных
пусков при реализации выбранных режимов испытаний;
- при реализации заданной диаграммы энерговыделения в топливе в
исследовательском пуске обеспечивается полное плавление стальных блоков
ТВС, при этом топливо сохраняет свою целостность.
16
СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ
1. Импульсный графитовый реактор. Опыт эксплуатации и экспериментальные данные: аналитический обзор / ИАЭ НЯЦ РК; рук. Д.И. Зеленский – Курчатов, 1997. – 121 с.
2. Эксперимент ID-3: принципиальная программа испытаний / ДГП
ИАЭ РГП НЯЦ РК; рук. А.Д. Вурим. – Курчатов. 2010. – 24 с.
3. ANSYS Release 7.0. ANSYS 7.0 Documentation; SAS IP, Inc.; 2002.
4. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники: справочник. – М.: Атомиздат, 1968. – 485 с.
17