Семенов В.Н., ИПБРАЭ

РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК
Институт проблем безопасного развития атомной энергетики
RUSSIAN ACADEMY OF SCIENCES
Nuclear Safety Institute (IBRAE)
Разработка
интегрированной системы
кодов для анализа и
обоснования безопасности
быстрых реакторов
В.Н. Семенов
МИФИ, 31.03.2011
1
ФЕДЕРАЛЬНАЯ ЦЕЛЕВАЯ ПРОГРАММА «ЯДЕРНЫЕ
ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» НА 2010-2020
ГОДЫ»
 Основной целью Программы является
«создание новой технологической
платформы ядерной энергетики на базе
замкнутого ядерного топливного цикла с
быстрыми ректорами для атомных
электростанций, обеспечивающей
потребности страны в энергоресурсах и
повышение эффективности использования
природного урана и отработавшего
ядерного топлива»
2
Реакторы на быстрых нейтронах
 Ключевые характеристики быстрых реакторов
 Большее число избыточных нейтронов и
возможность расширенного воспроизводства
топлива
 Вовлечение в топливный цикл U238 –
замкнутый топливный цикл, снятие ресурсных
ограничений
 Снижение токсичности и объема изолируемых
отходов – радиационно-эквивалентное
захоронение
 Высокая безопасность – концепция
естественной безопасности
3
ФЕДЕРАЛЬНАЯ ЦЕЛЕВАЯ ПРОГРАММА «ЯДЕРНЫЕ
ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИИ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ» НА 2010-2020
ГОДЫ»
 ФЦП предусматривает разработку трех
технологий быстрых реакторов :
 реактор со свинцовым теплоносителем
(БРЕСТ)
• P=300 Mw, Q ≈ 1, крупномасштабная энергетика,
внутренняя безопасность
 реактор со свинцово-висмутовым
теплоносителем СВБР-100
• P=100 Mw, Q ≈ 1, региональная энергетика
 реактор с натриевым теплоносителем БН1200
4
• P=1200 Mw, Q≥1, крупномасштабная энергетика,
бридинг
Характеристики быстрых реакторов с точки зрения
безопасности
Преимущества
 Нет высокого давления в первом контуре
 Невозможны аварии с потерей теплоносителя
 Нет источников водорода в реакторном блоке
 Нет проблемы водородной безопасности
 Низкий запас реактивности на выгорание
 Нет возможности кризиса теплообмена – для
тяжелого теплоносителя.
Недостатки
 Возможность натриевого пожара и взаимодействия
натрия с водой – для РУ БН
 Водород помещении парогенераторов
 Коррозионная активность тяжелого теплоносителя
5
Разработка интегрированной системы кодов
ФЦП предусматривает в качестве
обеспечивающей подпрограммы
 Разработка интегрированных систем кодов нового
поколения для анализа и обоснования
безопасности перспективных атомных
электростанций
Система кодов:
 Открыта и доступна для использования всеми
заинтересованными организациями, в том числе,
надзорными органами
 Единая система с общей системной оболочкой и
интерфейсом и тремя опциями, соответствующими
трем типам РУ, разрабатываемым в рамках ФЦП
(БН-К, СВБР-100, БРЕСТ)
6
Необходимость разработки расчетных
кодов
• Обеспечение высокого уровня экономической
эффективности, конкурентоспособности отечественных БР
за счет оптимизации проектных решений и обоснование
безопасности отвечающего современному
международному уровню
• Обеспечение соответствие современным подходам к
разработке расчетных кодов нового поколения с
использованием современных компьютерных технологий
(архитектура, параллельные вычисления,
суперкомпьютеры)
• Обеспечение независимости от западных разработчиков
кодов
• Сохранение уникального интеллектуального потенциала и
накопленной в России базы знаний и экспериментального
опыта по физике быстрых реакторов
7
Состояние развития кодов для БР
 Разработаны зарубежные сквозные коды для анализа
безопасности БР
 SAS4A (США)
 SIMMER (Франция, Япония, Германия)
 Отечественные разработки сосредоточены в
нескольких организациях
 ФЭИ (TRIGEX, DINROS, TWOCOM, GRIF, GRIF-SM, BOS-TWC,
COREMELT, INTERACT, ANPEX, BRUT, ACME, KONDOR,
BOX, LLEAK и др )
 ОКБМ (DIN800, Динамика 3, TANDEM, BURAN )
 НИКИЭТ (DINA, MAUNT-BR, МОНСТР, FACT-BR, DINBREST )
 ОКБ Гидропресс (Реактор-ГП, TRIANA-6, Стат-ПГ)
 ИБРАЭ (JOKER, СОКРАТ, SFPR, RELEASE и др.)
8
8
Состояние развития кодов для БР в России
 Отечественные разработки по уровню моделирования
в целом не уступают, а в чем-то превосходят
зарубежные аналоги
 Эти разработки выполнены в разное время, разными
коллективами в разных организациях и не объединены
в единую интегральную систему кодов для сквозного
моделирования всех процессов и элементов АЭС
 Отсутствует отчуждаемый от разработчика
инструментарий, который мог бы независимо
использоваться разными организациями, в том числе
надзорными органами, для анализа и обоснования
безопасности АЭС с быстрыми реакторами
9
9
Расчетные коды для водо-водяных реакторов.
Сквозной интегральный код СОКРАТ


10
Задачи:
 Анализ и обоснование
безопасности АЭС с РУ ВВЭР от
исходного события до оценки
риска для населения
 Оптимизация конструкции
Кооперация:
 ИБРАЭ
 РНЦ «Курчатовский институт»
 ВНИИЭФ
 СПбАЭП, АЭП, ННАЭП
 ЭНИЦ, ФЭИ, ИТ СО РАН
 ОКБ ГП, ОКБМ
 НПО ЛУЧ, НИИАР, ВНИИНМ,
 НИТИ
Код СОКРАТ – базовые принципы
1250 mm elevation
2000
1800

Temperature, С
1600
1400
1200
1000
Использование подходов «из первых
принципов»
Современная технология интеграции
моделей и кодов
Универсальность моделей
Выполнение полного комплекса работ
«под ключ»:
 разработка физических моделей
 интеграция в программный комплекс
 анализ экспериментов
 верификация
 разработка и отладка моделей АЭС
и РУ
 подготовка кадров
Применимость к различным типам АЭС иИспытания на установке
ПАРАМЕТР (НПО ЛУЧ,
РУ
ОКБ ГП, ВНИИНМ,
ИБРАЭ РАН
800
600
400
200




11
0
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000
16000
Time, s
SF2_2312,5
SF1_2512,5
SF2_2612,5
SF1_31212,5
SF2_31112,5
SF1_31112,5
SF2_3212,5
SF1_3512,5
18000
Применения расчетного кода СОКРАТ
KTB20_P
ÏÃ
8
KTB20_P
ÏÃ
TURB/WALL
7 0
BRU-A_S
SG_OUT_BRU-A
8
TURB/WALL
7 0
BRU-A_S
SG_OUT_TURB
SG_OUT_BRU-A
SG_OUT_TURB
SG_STEAM
SG_STEAM
3
3
2
2
ÊÄ
1 SG_TOP



8
1 SG_TOP
8
8
KTB20_P
KTB20_P
KTB20_P
KTB20_P
KTB20_HC_1
IPU_PRZ
KTB20_PRZ
KTB20_HC_4
KTB20_HC_1
IPU_PRZ
KTB20_PRZ
KTB20_HC_4
SG_UP
8
SG_DC-U
SG_MFW
SG_SEP
KTB20_ÑC_1
2
SG_FW
SG_FW_IN
KTB20_ÑC_1
1
4
SG_RISER
SG_DC
SG_ÑC-T_1
2
SG_ÑC-U-T_1
SG_HC-U-T_1
SG_TUBES-U_1
S
G_TUBE-U
1
2
3
SG_ÑC-U_1
SG_ÑC-M-U_1
SG_TUBES-M_1 2
1SG_TUBE-M
2
3
SG_ÑC-M_1
PRZ_T COOLANT
LEVEL
5
6
7
PRZ_
HEATER 6
5
PRZ_3A 4
3
2
1
SG_HC-U_1
SG_TUBE-U_1
4
5
3
6
KTB20_P
SG_HC-M-U_1
8
KTB20_VESSEL
SG_HC-M_1
KTB20_VESSEL
SG_TUBES-L_1
1
2
31
SG_ÑC-L_1
SG_TUBE-L
SG_TUBE-M_1
5 4 6
4
SG_BOTTOM
SG_IN_1
SG_TUBE-L_1
SG_HC-L-M_1
VESSEL_VKS-U
VESSEL_WALL
SG_ÑC-L-M_1
SG_HC-L_1
SG_IN_1
VESSEL_
VKS-M-U
7
6
5
4
3
2
1
HOT4_1
3
2
VESSEL_VKS-MOUTLET
VESSEL_
HOT1_1 OUTLET
2
1
HOT2_1
BZT_SHROUD
HOT3_1
2
SG_HC-U_4
PRZ_3B
COLD5_1
2
3
4
1
COLD6_1
2
COLD_WALL_1
SG_HC-M_4
SG_HC-L-M_4
SG_TUBES-L_4
1
2
31
SG_TUBE-L
5
6
SG_ÑC-U_4
SG_TUBE-U_4
3
4
5
4
SG_TUBE-M_4
5 4
6
SG_BOTTOM
SG_ÑC-M-U_4
6
SG_ÑC-M_4
SG_ÑC-L-M_4
SG_ÑC-L_4
SG_TUBE-L_4
SG_IN_4
SURGE_WALL
4
VESSEL_
OUTLET HOT1_4
1
VESSEL_
INLET
1
13
10
9
CORE_FA42
12
11
CORE_BAFFLE
9
CORE_FA18
10
CONTROL_ROD
13
CORE_FA103
13
12
2
12
3
11
4
10
5
9
6
8
8
8
7
7
7
7
8
6
6
6
9
5
5
5
10
CORE_BYPASS
COLD2_1
3
SG_ÑC-U-T_4
SG_TUBES-M_4 2
1SG_TUBE-M
2
3
SG_WALL
4
SG_IN_4
VESSEL_
INLET
11
2
2
3
2
1
SURGE_LINE1
2
3
COLD6_4
2
1
COLD5_4
HOT4_4
HOT2_4
1
HOT_WALL_4
HOT3_4
2
COLD4_4
4
3
2
1
COLD_WALL_4
PUMP_4
COLD1_4
2
VESSEL_VKS-L
1
1
SG_ÑC-T_4
SG_TUBES-U_4
S
G_TUBE-U
1
2
3
VESSEL
_INLET
COLD3_1
3
SG_HC-M-U_4
SG_HC-L_4
BARREL
COLD4_1
1
SG_DC
VESSEL
_BYPASS
VESSEL_VKS-L-M
PUMP_1
4
PRZ_1
VESSEL
_OUTLET
KTB20_ÑC_4
1
SG_HC-U-T_4
VESSEL_VKS
-U-OUTLET
VESSEL_VKS-M
BZT_TUBES
HOT_WALL_1
COLD1_1
KTB20_P
KTB20_ÑC_4
SG_FW_IN
3
SURGE_LINE2
1
2
SG_FW
SG_HC-T_4
PRZ_WALL
SG_WALL
4
SG_SEP
SG_RISER
Ðåàêòî ð
SG_HC-T_1
3
8
SG_DC-U
SG_MFW
4
4
4
11
3
3
3
12
2
13
1
14
2
1
2
1
CORE_42

Анализ эффективности работы пассивных
систем безопасности ЛАЭС-2 и НВАЭС-2 для
выбора их конструктивных параметров
Анализ аварийных последовательностей для
обоснования безопасности АЭС-2006 и для
получения исходных данных для
проектирования устройства локализации
расплава (УЛР) и системы обеспечения
водородной безопасности в ЗО
Оценка выходов массы, энергии и водорода для
определяющего сценария тяжелой аварии РУ В213 при обоснования водородной безопасности
3 и 4 блок Кольской АЭС
Расчеты по выбору оборудования при
проектировании стендов в поддержку
обоснования пассивных систем безопасности
ЛАЭС-2
Для подготовки ТОБов для АЭС в Китае, Индии,
ЛАЭС-2, НВАЭС-2 , РУ малой энергетики КЛТ40С
SG_UP
8
CORE_121

KTB20_P
VESSEL_NKS
1
VESSEL_LP-NKS
2
VESSEL_LP
VESSEL
_DOWN1
1
3
COLD3_4
COLD2_4
3
VESSEL
_DOWN2
2
1
Модель ВВЭР
АЭС с РУ КЛТ-40С
12
Перечень критических явлений, важных для
безопасности для разных типов РБН
 Естественная циркуляция и теплоотдача при ЕЦ во всех
контурах.
 Кипение теплоносителя и двухфазный теплообмен. Кризис
теплоотдачи (для РУ БН)
 Плавление оболочек твэлов и топлива, перемещение
расплавленных материалов АЗ, фрагментация топлива (для
РУ БН)
 Взаимодействие топлива с теплоносителем при повреждении
твэлов
 Поведение паровых и газовых (Ar+H2) пузырей в тяжелом
теплоносителе (для РУ СВБР, БРЕСТ)
 Эрозия, коррозия, массоперенос, физико-химические
взаимодействие теплоносителя с оболочками и
конструктивными элементами (для РУ СВБР, БРЕСТ)
 Перенос продуктов деления и коррозии с контурах и газовой
системе.
13
Перечень исходных событий для анализа
запроектных аварий для РУ БН
 Потеря системного электроснабжения с отказом аварийной
защиты реактора
 Полная потеря системного и надежного электроснабжения
(АЗ срабатывает, САРХ ВТО не функционирует)
 Разгерметизация полным сечением натриевых
трубопроводов II контура
 Взаимодействие натрия с водой в боксе парогенератора
 Полная потеря системного и автономного электроснабжения
с отказом аварийной защиты реактора (объединенная авария
1 и 2)
 Разгерметизация основного и страховочного корпусов
реактора и пожар в шахте реактора
 Попадание в натрий I контура значительных количеств
водорода или углеродосодержащих веществ (из
маслосистемы ГЦН I контура, внутрикорпусной защиты ...)
 Пожар с поражением систем контроля и энергоснабжения
14
Перечень исходных событий для анализа
запроектных аварий для РУ СВБР-100
 Полная потеря системного и надежного
электроснабжения на 48 часов
 Потеря системного электроснабжения с отказом
аварийной защиты реактора на 48 часов
 Множественные разрывы теплообменных
трубок в модуле парогенератора
 Множественные разрывы теплообменных
трубок с разгерметизацией газовой системы
1 контура.
 Частичная блокировка проходного сечения в
активной зоне.
 Блокировка проходного сечения каналов
охлаждения внутрикрпусной радиационной
защиты.
15
Состав интегралного кода для сквознных
расчетов динамических режимов
Нейтронно-физический модуль.
Теплогидравлический модуль.
Термомеханический модуль.
Модуль поведения продуктов деления в топливе.
Модуль взаимодействия теплоносителя с топливом и материалами АЗ.
Модуль миграции ПД в первом контуре, газовой подушке и системе
вентиляции.
Модуль описания поведения натрия при проливах из натриевых контуров, в
частности генерации и эволюции натриевых аэрозолей в помещениях и в
атмосфере.
Модуль расчёта взаимодействия натрия с водой и паром в парогенераторах.
Модуль по расчету прочности конструкций.
Модуль оценки радиационной обстановки за пределами станции (включая
физику натриевых аэрозолей).
Модуль поведения параметров турбоустановки и другого оборудования
водяного контура.
Модуль управления.
16
Соисполнители программы по кодам
Исполнители:
ИБРАЭ РАН
ГНЦ ФЭИ им. А.И.Лейпунского
ОАО ОКБ «Гидропресс»
ОАО НИКИЭТ им. Н. А. Доллежаля
ОАО «ОКБМ Африкантов»
Национальный исследовательский ядерный
университет «МИФИ»
 Институт прикладной математики РАН
 МГУ им. М.В.Ломоносова






17
Разрабатываемые компоненты
интегрированной системы кодов
Тяжелоаварийный код COREMELT-ГЕФЕСТ
многожидкостная многокомпонентная теплогидравлика
(ФЭИ) + нестационарная диффузионная пространственная
кинетика(ИБРАЭ).
Новое качество – применение пространственной кинетики
при описании перемещения материалов а.з.
Интегральный сквозной код СОКРАТ-БН (2-фазная
теплогидравлика + точечная кинетика + термомеханика
+оборудование станции (ИБРАЭ))
Новое качество покассетный совместный расчет
теплогидравлики и нейтроники а.з.
MFPR – топливный код для БР . Новое качество –
механистический подход к описанию миграции ПД.
18
Структура единичного канала в коде
COREMELT-K
w
Структурные элементы:
p, w - целые элементы конструкции активной
зоны (топливные сердечники, оболочки твэлов,
чехлы ТВС),
wd1– затвердевшая сталь на чехле ТВС,
wd2 – затвердевшее топливо на чехле ТВС,
d11 и d22 – затвердевшая сталь и топливо на
поверхности оболочек целых твэлов.
Qwd1
Компоненты:
f – жидкий натрий,
g – пар натрия,
d1 – расплавленная сталь или частички стали,
d2 – расплавленное топливо или частички
топлива.

1-
Qpf
M
F
f
M
F
Qpg
Qwf
V
C
Qwg

1-
d11
p
M
F
Qid1g
Qpd1
M
F
Qpd1
d1
M
F

1-
g
V
C
wd1
M
F
wd2
Qpd2
d2
Qpd2
Qid2d1
Qid2g
Qid2f
d22
d11 Qid11f
i=1
19
f
Qwd2
Фазовые переходы:
M/F -плавление-затвердевание;
V/C -парообразование-конденсация.
 – относительная площадь проходного сечения
движущихся компонент;
(1-) – относительная площадь структуры
Интегральный расчетный код для обоснования
безопасности РУ БН: СОКРАТ-БН
 Теплогидравлика жидкого натрия




Системная теплогидравлика к канальном приближении
Двухфазное течение теплоносителя с учетом кипения
Теплообмен в активной зоне в двухфазной области
Теплообмен между натриевыми и водяными контурами
 Нейтронная физика
 Нейтронная кинетика в точечном приближении
 Нестационарная диффузионная пространственная кинетика
(ГЕФЕСТ)
 Топливо и твэльная термомеханика
 Код «СВЕЧА», модули MFPR и SFPR.
20
Расчетный модуль описания поведения ПД в
топливе MFPR
 Топливный модуль MFPR включает 4 крупных блока
моделей:
 Транспорт газовых ПД и пузырей
 Транспорт химически активных ПД
• Окисление/испарение топлива в атмосфере
пар/водород/воздух
 Транспорт радиоактивных ПД (> 240 нуклидов)
 Эволюция дефектной микроструктуры
что позволяет самосогласованно и механистически
описывать поведение топлива в различных режимах
облучения
21
Тестирование связного кода
СОКРАТ-БН
2500
Высотные
профили
температуры
натрия,
внутренней
поверхности
оболочки,
внешней
поверхности
топливной
таблетки,
центра
топливной
таблетки.
Расчет по коду
СОКРАТ
Темература, С
2000
теплоноситель
оболочка внутр
топливо внеш
топливо внутр
1500
1000
500
0
0.4
22
0.8
Высота, м
1.2
Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по
коду COREMELT-ГЕФЕСТ
Расход на входе в аз
0.90
Расход, отн.ед.
0.70
0.50
1
2
3
4
0.30
0.10
0
5
10
15
-0.10
Время,сек
23
20
25
Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по
коду COREMELT-ГЕФЕСТ
Вертикальный профиль мощности в центре
9,00E+08
8,00E+08
Мощность, вт/м3
7,00E+08
6,00E+08
5,00E+08
10сек
4,00E+08
20сек
3,00E+08
2,00E+08
1,00E+08
0,00E+00
0,00
0,20
0,40
0,60
0,80
Высота,м
24
1,00
1,20
1,40
1,60
Расчет начальной стадии аварии ULOF БН-600 по
коду COREMELT-ГЕФЕСТ
1 500,00
1 300,00
1
2
Температура , °С
3
1 100,00
4
5
6
900,00
7
8
9
700,00
10
11
12
500,00
13
14
300,00
0,00
0,20
0,40
0,60
0,80
1,00
1,20
1,40
1,60
Высота,м
Высотное распределение средней температуры стали оболочек в разных
гидравлических каналах в момент времени 20 сек.
25
1,80
Тестирование работы модернизированного
топливного кода
Сравнение расчетных радиальных распределений температуры топливного
сердечника после выхода на режим для трех координат АЗ
26
Тестирование работы модернизированного
топливного кода
Расчетная эволюция (SFPR)
средних по толщине оболочки
напряжений
27
Расчетная поврежденность
оболочек, обусловленная
пребыванием под нагрузкой при
высокой температуре
Фрагменты матриц верификации кода Сократ
в части теплогидравлических процессов при запроектных
авариях на АЭС ВВЭР-1000
Для больших течей
Для малых течей
Экспериментальная база РНЦ КИ, ЭНИЦ, НИТИ, ЦКТИ, НПО «Луч», НИИАР
и др., а также научных центров Франции, Германии, США и др.
28
Верификация теплогидравлических кодов
(CОКРАТ, COREMELT)
Эксперимент с
подогревом и кипением
натриевого потока
(H. M. Kottowski et al
1984, ISPRA).
Схема
эксперимента
ISPRA
29
Верификация новой версии СОКРАТ-БН:
ISPRA эксперимент с кипением натрия
30
Верификация новой версии СОКРАТ-БН:
ISPRA эксперимент с кипением натрия
31
Верификация новой версии СОКРАТ-БН:
Эксперимент Takahashi K., Fujii-E Y., Suita T, Япония
Перепады давления при кипении:
p3 -между входом в экспериментальный участок и
серединой первого канала,
p2-между входом и серединой второго канала,
p1-между входом и входом в третий канал
Cлева – расчет СОГРАТ, справа - эксперимент
32
Кросс-верификация теплогидравлических кодов
(эксперимент ISPRA)
Температуры обогреваемого участка
1,20E+03
1,15E+03
1,10E+03
Температура,К
1,05E+03
Na Расчет CORMELT
Na Расчет Сократ
Стенка Расчет CORMELT
Стенка Расчет Сократ
1,00E+03
9,50E+02
9,00E+02
8,50E+02
8,00E+02
0
0,1
0,2
0,3
0,4
0,5
0,6
0,7
0,8
0,9
1
Высота,м
33
Высотные распределения температуры натрия и стенки трубы по
кодам СОКРАТ-БН и COREMELT
Верификация новой версии СОКРАТ-БН:
Эксперимент Зейгарника с кипением натрия
Перепад давления вдоль канала
34
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Схема
эксперимента
льной петли.
Схема
расчетной
области
35
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Экспериментальные данные: мощность, входная и
выходная скорости и температура
36
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Расчет:
давление в
накопитель
ном баке
37
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Расчет:
Расход
теплоноси
теля на
входе в
сборку
38
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Расчет:
Расход
теплоноси
теля на
выходе из
сборки
39
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Расчет:
Температура
чехла ТВС на
верхнем
уровне
обогреваемог
о участка
40
Верификация кода COREMELT. Эксперимент по
разрушению сборки на реакторе TREAT
Поля концентраций компонент внутри экспериментальной сборки в
разные моменты времени
топливо
Сталь оболочки ТВЭЛа
Корка стали на оболочке
Корка топлива на оболочке
Расплавленное топливо
Расплавленная сталь оболочки
Пар натрия
Жидкий натрий
Корка топлива на чехле
Корка стали на чехле
Разрушенный чехол сборки
41
ВЕРИФИКАЦИЯ КОДА SFPR: Теплопроводность облученного
UO2 топлива реакторов ВВЭР (НИИАР)
Ar
Эксперимент:
• Однородный разогрев образцов до
тестовой температуры;
• Импульсный разогрев оболочки
электрическим током;
• Измерение температурного отклика на
внутренней поверхности UO2 таблетки
3
4
2
612
314
ýêñï åðèì åí ò
ðàñ÷åò
312
ýêñï åðèì åí ò
ðàñ÷åò
610
Òåì ï åðàòóðà, °Ñ
Òåì ï åðàòóðà, °Ñ
608
310
308
306
606
604
602
304
600
598
302
0
2
4
6
Âðåì ÿ, ñ
8
10
12
2
4
6
8
Âðåì ÿ, ñ
10
12
Сравнение расчетной и измеряемой температуры в центре топливной
таблетки с выгоранием 60 Мвт*сут/кг
42
14
ВЕРИФИКАЦИЯ КОДА SFPR:Выход ГПД из топлива в
реакторных экспериментах SILOE (CEA & EdF, France)
CONTACT1 test
PWR pellet diameter: 8.19 mm;
Pellet density: 95% TD;
Grain diameter: 10 μm;
System pressure: 13 MPa;
Linear power: 40 kW/m;
Fission rate: 2.41019 m-3s-1
Î òí î ñèòåëüí û é âû õî ä Õå
0.1
0.01
Ýêñï åðèì åí ò
Ðàñ÷¸ ò
0.001
0
2
4
6
8
10
12
Âû ãî ðàí èå (Ì Âò ñóò./êã)
14
Выход Хе из таблетки UO2 топлива
рассчитанный для условий эксперимента
«CONTACT 1» в зависимости от выгорания
при постоянной температуре (в центре
таблетки – 1747К, на наружной поверхности
таблетки – 875К)
43
16
Данные Westinghouse (для сравнения)
Моделирование аварийных режимов. Анализ нарушений
нормальной эксплуатации
Относительное изменение
аксиального распределения
энерговыделений в ТВС при
подъёме РС
Непредусмотренное извлечение
стержня РС из активной зоны
1.5
Мощност
ь
Относительн
ые единицы
1.0
12
0.5
8
0.0
0
4
10
- reactor power
- sodium flow rate in the reactor
activity, dk/k
Расхо
д
20
30
Врем
я, с
0
0
0.01
0.003
0.00
0.002
ity insert caused
ithdrawal, dk/k
Power, flow rate, rel. units
16
4
8
12
16
20
24
Аксиальная
координата(сечение ТВС)
44
Моделирование аварийных режимов. Анализ нарушений нормальной
эксплуатации
Несанкционированное извлечение РС из активной зоны
Изменение параметров
ТВС ЗБО
2.0
Height, m
м
Высота,
Высота,
Height, m м
Изменение параметров ТВС
2.0
ЗМО
1.5
1.0
0.5
1.5
1.0
0.5
0.0
0.0
0
50
100
150
200
0
250
Tangential stress, MPa
Тангенциальные напряжения, МПа
50
100
150
Tangential stress, MPa
Тангенциальные напряжения, МПа
2.0
Height, m
м
Высота,
м
Высота,
Height, m
2.0
1.5
1.0
0.5
1.5
1.0
0.5
0.0
0.0
0
4
8
12
16
20
Heat transfer
coefficient
Коэффициент
теплопередачи
2К
of fuel-cladding, твэл,
kW/m2.кВт/м
K
топливо-оболочка
Time:
0 sec Время:
16 sec 17 sec 30 sec -
0
4
8
12
Heat transferтеплопередачи
coefficient
Коэффициент
2.
of fuel-cladding, kW/m
топливо-оболочка
твэл, KкВт/м2К
Time:
0 sec Время:
16 sec 17 sec 30 sec -
45
Моделирование аварийных режимов. К анализу
проектной аварии
j
i
а
б
в
г
а) уровень верхней части головок ТВС (H=0)
б) уровень расположения термопар терморешетки (H=100мм)
в) сечение H=300мм
г) сечение H=500мм
Установившиеся поля приращений температуры натрия в
горизонтальных сечениях верхней камеры при блокаде части
проходного сечения ТВС с координатами (ib=60, jb=10)
46
Моделирование аварийных режимов. К анализу
проектной аварии
и
=2с
=4с
=20с
=8с
Поле концентраций источников наиболее долгоживущей
группы 6 (1/λm,=74.85сек) в горизонтальном сечении
47
k=21, (ib=45, jb=9)
Моделирование тяжелой аварии ULOF на реакторе БН-600
(код COREMELT)
Карта расчетной
области,
моделирующей
первый контур
БН-600
48
Моделирование аварии ULOF на реакторе БН600 (код COREMELT)
Временной ход
реактивности
49
Моделирование аварии ULOF на реакторе БН600 (код COREMELT)
Временной ход
относительной
мощности
50
Моделирование аварии ULOF на реакторе БН600 (код COREMELT)
Конечная
структура
активной зоны
топливо
расплавленное топливо
корка топлива на чехле
корка топлива на твэлах
корка стали на твэлах
Расплавленная сталь
стальная корка на чехле
корка на целых твэлах
жидкий натрий
пар натрия
51
Основные тенденции в развитии расчетных
кодов: коды нового поколения
 Связанные самосогласованные физические модели
(мультифизичность)
 Современная архитектура расчетных кодов
 3D расчеты: CFD методы для течений, прецизионные
нейтронные расчеты, термомеханика – минимум
эмпиризма
 Параллельные вычисления, суперкомпьютеры
(ВНИИЭФ, МГУ, ANL)
 Визуализация системы ввода вывода информации,
результатов расчета
52
Разработка CFD кодов в ИБРАЭ
 Коммерческие CFD коды (FLUENT, STAR-CD)
 Собственные разработки:
- CONV-3D
- КАБАРЕ
оба кода - прецизионные, с очень малой численной
диффузией, приспособленные для моделирования
турбулентности
разные модели турбулентности (RANS, LES, DNS)
Верифицированы в широком диапазоне параметров
Приспособлены для параллельных вычислений
 -независимость от иностранных разработчиков
-отсутствие лицензионных ограничений
-свобода использования любых физических моделей
53
Multi-scale resolution in CFD modeling
Hierarchy of multi-scale modeling includes:
DNS (Direct Numerical Simulation)
1000 -100 millions elements

LES (Large Eddy Simulation)
~100-50 millions elements



54
subchannel models
Subchannel (lumped parameters)
models)
 Quick computation for engineering
estimations.
CFD methods RANS/LES/DNS
 Precision calculation
Subchannel Models
Boundary
Conditions
Modeling
Parameters
Reynolds Averaged Navier Stokes
Boundary
Conditions
Modeling
Parameters
Large Eddy Simulation
Boundary
Conditions
Modeling
Parameters
Direct Numerical Simulation
Increasing Domain Size

RANS (Reynolds Averaged Navier Stokes)
20,000 millions elements
Multi-Resolution Thermal Hydraulic
Simulation Hierarchy (ANL approach)
Increasing Resolution

Валидация кодов в диапазоне параметров
теплогидравлики в ТВЭС, АЗ, ТВЭЛах, Re=104-105
Измеряемые в экспериментах
величины:
- Средние скорости и
температура



Конвекция в полости с подвижной верхней крышкой
NRS program Best Practice Guidelines (BPG) test 3d
convection in a lid-driven cavity flow
Течение с обратным уступом
ERCOFTAC test case
Backward-Facing Step (BFS) flow

ERCOFTAC Workgroups on multiphase flows:
experiments and simulation, ETH Zürich, Switzerland,
2003
Полностью турбулентное течение в круглой трубе при
высоких числах Re
ERCOFTAC-IAHR test case full turbulent flow of water in a
round pipe over the Reynolds number range 4900-25000

ERCOFTAC/IAHR/COST WORKSHOP ON REFINED
TURBULENCE MODELLING OCTOBER 12-13, 2006,
TECHNICAL UNIVERSITY OF BERLIN, GERMANY

55
Спонсируемый OECD эталонный CFD пример: тепловая
усталость в Т-образном соединении
OECD/NEA Sponsored CFD Benchmark Exercise: Thermal Fatigue
in a T-Junction

Kick-Off Meeting, Paris, FRANCE, 20 May, 2009
- Среднеквадратичное
отклонение (rms) скоростей и
температуры
- Напряжения Рейнольдса
- Спектры
Данные величины
используются для
последующей валидации
разрабатываемого
программного
обеспечения.
Геометрическая модель топливной сборки
Твэльный пучок
ТВЭЛ
56
Расчетная ячейка
Расчетная
область
Расчетные результаты (CONV-3D): вертикальная
скорость
333,33 мм
57
Расчетные результаты (CONV-3D)
температура твэлов и
теплоносителя
58
Модель топливной сборки РУ СВБР-100
59
Результат расчета (CONV-3D, LES ):
поле температур топлива и теплоносителя
60
Результат расчета (CONV-3D, LES ):
распределение температуры на поверхности твэла
61
Предполагаемые работы по применению CFD
методов для обоснования проектов РУ (1/2)
 Детальный CFD расчет течения натриевого
теплоносителя на выходе из хвостовиков кассет и в
объеме над активной зоной реактора БН-600 (БН-800).
 Определение теплового следа, возникающего при
снижении расхода (например, из-за частичной блокировки
сечения) и увеличении подогрева в одной из кассет.
Оценка отклика термопар термометрической решетки на
появление горячей струи по сигналу средней
температуры и по флуктуациям температуры на разных
датчиках.
 Подготовка исходных данных, построение
расчетных сеток, проведение Интегральных
расчетов на базе CFD моделирования с
использованием кодов ИБРАЭ. Оптимизация
конструкции внутрикорпусных устройств
62
Предполагаемые работы по применению CFD
методов для обоснования проектов РУ (2/2)
 Детальный CFD расчет парогенератора РУ
СВБР-100
 поля скоростей и температур во входных и выходных
камерах и межтрубном пространстве по 1 контуру –
на основе CFD
 Двухфазное течение воды-пара в трубках 2 контура –
на основе канальной теплогидравлики СОКРАТ
 Детальный CFD расчет парогенератора РУ БН1200 с учетом состояния воды в 3 контуре
 Проведение расчетов по обоснованию
безопасности БН-1200 с анализом тяжелой аварии
ULOF на основе связного кода COREMRLTГЕФЕСТ
63
Анализ последствий запроектной аварии с разрывом
вспомогательного трубопровода 1 контура на АЭС с РУ БН-600
Расчетные линии
уровня дозы
внешнего
облучения от
радиоактивного
облака через5
часов после
начала выброса
64
64
Применение CFD методов моделирования атмосферного
переноса. Представления результатов. Поле концентрации.
Заключение

Цикл обновления кодов для анализа и обоснования безопасности
АЭС составляет 10-15 лет. Смена поколений кодов вызвана
следующими факторами:
 углублением знаний в результате появления новых данных и моделей;
 развитием новых вычислительных алгоритмов, технологий и техники;
 новыми требованиями к разработке проектов и обоснованию их
безопасности.

За предыдущие 30 лет сменились два поколения кодов от
упрощенных инженерных до кодов улучшенной оценки и
интегральных сквозных кодов. В ближайшие 10 лет предстоит
революционное обновление кодов с переходом к реалистичному
моделированию на основе:






66
многофазности;
многомерности;
самосогласованного описания многообразия физических процессов;
новых вычислительных алгоритмов и технологий;
кластерных вычислительных систем и суперкомпьютеров максимальной
производительности.
Разрабатываемая в рамках ФЦП ЯЭНП будет системой нового
поколения.