Размещено на http://www.allbest.ru/

НАЦІОНАЛЬНИЙ ТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ УКРАЇНИ

"КИЇВСЬКИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ ІНСТИТУТ"

УДК 621.039.588

05.14.14 - Теплові та ядерні енергоустановки

АВТОРЕФЕРАТ

АЛІ ХАСАН МОГАДДАМ

Київ - 2009

Дисертацією є рукопис.

Робота виконана на кафедрі атомних електричних станцій та інженерної теплофізики Національного технічного університету України "Київський політехнічний інститут" (НТУУ "КПІ") Міністерства освіти і науки України.

Науковий керівник - доктор технічних наук, старший науковий співробітник Казачков Іван Васильович, професор кафедри атомних електричних станцій та інженерної теплофізики НТУУ "КПІ", афілійований професор Королівського технологічного інституту (Стокгольм, Швеція).

Офіційні опоненти:

доктор технічних наук, професор Скалозубов Володимир Іванович, завідувач відділу "Аналіз безпеки АЕС" Інституту проблем безпеки АЕС НАН України;

кандидат фізико-математичних наук Богорад Володимир Іванович, начальник відділу радіаційного захисту ДП "Державний науково-технічний центр з ядерної та радіаційної безпеки" Державного комітету ядерного регулювання України.

Захист дисертації відбудеться 09.02.2010 року о 14.00 годині на засіданні вченої ради Д 26.002.09 в Національному технічному університеті України "Київський політехнічний інститут" за адресою: 03056, Київ, пр. Перемоги, 37, корпус 5, аудиторія 307.

З дисертацією можна ознайомитися в бібліотеці Національного технічного університету України "Київський політехнічний інститут" за адресою: 03056, Київ, пр. Перемоги, 37.

Автореферат розіслано 30.12.2009 р.

Учений секретар спеціалізованої вченої ради В.І. Коньшин

Анотації

Алі Хасан Могаддам. Моделювання утримання палива всередині контейнмента під час тяжких аварій на АЕС. - Рукопис.

Дисертація на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наук за фахом 05.14.14 - Теплові та ядерні енергоустановки. - Національний технічний університет України "КПІ", Міністерство освіти і науки України, Київ, 2008. ядерний паливо аварія

В дисертації здійснено аналіз проблеми утримання розплаву ядерного палива всередині контейнмента під час тяжких аварій на АЕС, конче важливої для досягнення безпечної експлуатації атомних електростанцій. В ядерних реакторах третього покоління, які приходять на заміну існуючим реакторам другого покоління, наявність пасивної системи захисту від тяжких аварій - обов'язкова вимога. Для розробки та впровадження систем пасивного захисту необхідне моделювання різних теплогідравлічних процесів, характерних для перебігу гіпотетичних аварій.

Основну увагу в пропонованій роботі зосереджено на моделюванні проникнення тонких та товстих струменів коріуму (розплаву ядерного палива з супутними домішками від конструкцій та бетону під час аварії) в сценарії пасивної системи захисту від тяжкої аварії з басейном води у підреакторному просторі. Визначені важливі особливості таких струменів та одержані закономірності їх занурення в басейн, що дозволяють успішно розраховувати такий вид пасивних систем захисту від тяжких аварій на АЕС .

Ключові слова: коріум, пасивні системи захисту, тяжка аварія, моделювання, багатофазна течія, теплообмін, тонкий струмінь, товстий струмінь, проникнення в басейн.

Али Хасан Могаддам. Моделирование удержания топлива внутри контейнмента во время тяжелых аварий на АЭС. - Рукопись.

Диссертация на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности 05.14.14 - Тепловые и ядерные энергоустановки. - Национальный технический университет Украины "КПИ", Министерство образования и науки Украины, Киев, 2008.

В диссертации представлен анализ проблемы удержания расплава ядерного топлива внутри контейнмента во время тяжелых аварий на АЭС, имеющей большое значение для безопасности атомных электростанций. В ядерных реакторах третьего поколения, идущим на смену существующим реакторам второго поколения, наличие пассивной системы защиты от тяжелых аварий - обязательное требование. Для разработки и внедрения систем пассивной защиты необходимо выполнить моделирование теплогидравлических процессов при протекании гипотетических аварий.

Основное внимание в данной работе уделено моделированию проникания тонких и толстых струй кориума (расплава ядерного топлива с сопутствующими добавками от конструкций и бетона во время аварии) в сценарии пассивной системы защиты от тяжелой аварии с бассейном воды в подреакторном пространстве. Определены важные особенности таких струй и получены закономерности их внедрения в бассейн, позволяющие успешно рассчитывать данный вид пассивных систем защиты от тяжелых аварий, которые успешно внедрены на нескольких скандинавских реакторах.

Тонкие струи отвечают начальной стадии тяжелой аварии в контейнменте АЭС после разрушения корпуса реактора, когда струя сравнительно тонкая (1-2 см в диаметре) и при ее распространении в бассейне с водой вследствие воздействия интенсивных встречных струй пара, образующихся из-за испарения воды от высокотемпературной струи внедряющегося расплава, имеют место изгибные колебания оси струи расплава. При нарастании во времени изгибные колебания оси струи вызывают ее разрушение на фрагменты, размеры которых определяются на основании разработанных моделей для длины наиболее быстро растущих мод колебаний.

Толстые струи (10-20 см в диаметре) отвечают поздней стадии тяжелой аварии в контейнменте АЭС, когда истекающие из разрушенного корпуса реактора высокотемпературные и химически агрессивные струи расплава кориума резко выходят в подреакторный бассейн с водой, вызывая бурное кипение воды в бассейне, разрушение свободной поверхности струй расплава при их взаимодействии с паровыми струями (неустойчивость Кельвина-Гельмгольца), дробление и постепенное фрагментирование струи при ее внедрении в бассейн. Капли, полученные в результате дробления струи, остывают и застывают в твердые частицы.

В диссертауции развиты математические модели для двух типов вышеуказанных струй и проведено моделирование на ЭВМ основных особенностей их внедрения в бассейн с водой. Полученные результаты важны для оценки ядерной безопасности и построения систем пассивной защиты от тяжелых аварий. Они также могут быть использованы во многих задачах техники, химической технологии и других, где есть необходимость расчета распространения струй одной жидкости (газа) в пространство, заполненное другой жидкостью, в том числе - при значительной разнице в их плотностях.

Ключевые слова: кориум, пассивные системы защиты, тяжелая авария, моделирование, многофазное течение, теплообмен, тонкая струя, толстая струя, проникание в бассейн.

Ali Hasan Moghaddam. Modeling of the core melt retention inside the containment during severe accidents at NPP. - The Manuscript.

The candidate of engineering science degree thesis by speciality 05.14.14 - Heat and nuclear power plants. - National Technical University of Ukraine "KPI", Ministry of education and science of Ukraine, Kyiv, 2008.

The dissertation is devoted to the simulation problems of the retention of a corium inside a containment during the severe accidents at the nuclear power plants (NPP), which have a great importance for a guaranteeing the safe operation of the NPP. In the reactors of the third generation, which be necessary at the change to the operable reactors of the second generation, the passive system for NPP protection against the severe accidents is mandatory. For the construction and introducing the passive protection systems it is necessary to carry out the simulation of different thermal hydraulic processes with the hypothetical severe accidents' scenario, in order to be acquainted with the processes taking place during the postulated severe accidients at NPPs.

This study is focused on a modeling and simulation of the thin and thick corium jets' penetration into a pool in a scenario of the severe accidents at the NPP with a water pool under the reactor vessel. Corium is a melt of nuclear fuel with a concrete and metal constructions melted and burned. The most important features of a jet penetration into a water pool have been got, which allowed successful calculating the parameters of the passive protection systems against severe accidents at NPP.

Key words: corium, passive protection systems, severe accident, simulation, multiphase flow, heat transfer, thin jet, thick jet, penetration into a pool.

Загальна характеристика роботи

Актуальність теми зумовлена необхідністю дослідження та обґрунтування безпеки нині діючих та перспективних ядерних реакторів, а також розробкою реакторів третього покоління, які за вимогами міжнародного ядерного товариства повинні мати пасивну систему захисту від тяжких аварій.

Оскільки однією з головних вимог до ядерних установок є низький рівень ризику для населення і навколишнього середовища, в основу технологій безпеки АЕС покладено принцип "глибоко ешелонованого захисту", який гарантує, що жодна одинична помилка або відмова в роботі АЕС не призведуть до пошкодження ядерного реактора і виходу радіоактивних речовин. Утримання цілісності контейнмента впродовж декількох годин після початку тяжкої аварії знижує на порядки радіоактивність усередині контейнмента внаслідок осадження аерозолю на підлозі і стінках. Задовольнити такі високі вимоги неможливо з позицій існуючих консервативних підходів в оцінці безпеки на етапах життя АЕС. Для цього необхідні детальні дослідження і обґрунтовані методики оцінки.

Тяжка аварія починається з розплавлення активної зони реактора з подальшим руйнуванням корпусу і виходом розплавленого палива. При цьому відбуваються складні фізико-хімічні процеси, більшість із яких маловивчені, зокрема, взаємодія розплавів з бетоном, конструкціями і водою, перебіг високотемпературних процесів із внутрішніми енерговиділеннями. Так, в одному із скандинавських реакторів передбачено такий сценарій тяжкої аварії. Струмінь розплаву палива зі зруйнованого реактора потрапляє в підреакторний басейн з водою, де відбувається інтенсивне пароутворення, внаслідок якого струмінь подрібнюється на краплі, які застигають у тверді частинки. Вивченню цих явищ присвятили свої дослідження В.В. Асмолов, Л.А. Большов, Т. Теофанус, Т.Н. Дінх, Р.Р. Нургалієв, Б.Р. Сегал, Н.І. Колев, І.В. Казачков, Х. Туомісто та ін. Але чимало питань потребують подальшого вивчення, зокрема, розповсюдження тонких та товстих струменів розплаву в басейні з водою. Результати дисертації демонструють важливість цих завдань.

Зв'язок роботи з науковими програмами, планами, темами. Дисертаційну роботу виконано у зв'язку з науковими дослідженнями, здійснюваними в Національному технічному університеті України "Київський політехнічний інститут" на кафедрі атомних електростанцій та інженерної теплофізики, зокрема: "Розробка матеріалів з оцінки температури оболонок ТВЕЛ ОТВС ГСП ЧАЕС при зберіганні в ХОЯТ-1 в умовах нормальної експлуатації і при проектних аваріях" (дог. N 264/06 від 14.12.2006 між ЧАЕС та НТУУ "КПІ"), "Розробка матеріалів з обґрунтування ядерної безпеки й оцінки температури оболонок твелів ОТВС ГСП ЧАЕС при зберіганні в приреакторних басейнах витримки в умовах нормальної експлуатації, при проектних і запроектних аваріях" (2007).

Мета і завдання дослідження полягають у підвищенні безпеки експлуатації АЕС шляхом розробки і дослідження пасивних систем захисту від тяжких аварій та визначення таких параметрів систем, які при будь-якому сценарії розвитку аварії гарантовано забезпечать утримання палива всередині контейнмента. Для досягнення мети необхідно вирішити такі завдання:

- розробити моделі поширення струменів розплаву коріуму в басейні з водою в підреакторному просторі, встановити основні закономірності роботи вибраної пасивної системи захисту АЕС від тяжких аварій;

- на основі розроблених моделей дослідити поведінку тонких струменів, наявних на початковій стадії аварії, і вивчити можливість їх розпаду на фрагменти внаслідок згинаючої нестійкості струменів; оцінити розміри таких фрагментів;

- дослідити особливості проникнення товстих струменів розплаву коріуму в басейн з водою, що характерно для основної фази аварії, коли спочатку невеликий розрив корпусу збільшується під час виходу високотемпературного агресивного матеріалу;

- шляхом обчислювальних експериментів у широкому діапазоні змінюваних параметрів виявити їх вплив на закономірності входження струменів у басейн та показати адекватність розроблених моделей наявним у науковій літературі даним, а також підтвердити працездатність вибраної пасивної системи захисту АЕС від тяжких аварій.

Об'єкт дослідження - пасивна система захисту АЕС від тяжких аварій, басейн з водою в підреакторному просторі, який має прийняти розплав зі зруйнованого реактора, охолодити його в процесі входження струменів розплаву і розпаду їх на краплі з подальшим охолодженням та застиганням; надалі паливо потрібно утримати в контрольованому стані.

Предмет дослідження - особливості проникнення в басейн тонких і товстих струменів коріуму, їх розпад на краплі, характерні розміри крапель і фрагментів, які при цьому утворюються, максимальна глибина проникнення струменів у басейн.

Основний зміст роботи

У вступі обґрунтовано актуальність проблеми, сформульовано мету і завдання дослідження, визначено наукову новизну і практичну цінність отриманих результатів, наведено дані про їх застосування, а також про апробацію роботи і публікації з теми дисертації.

У першому розділі викладено дослідження проблеми і критичний аналіз досягнень у сфері моделювання утримання ядерного палива всередині контейнмента у разі розриву корпусу реактора і викиду розплаву коріуму в контейнмент. На основі проведеного аналізу сформульовано невирішені проблеми і поставлено завдання досліджень. При перебігу аварії в контейнменті розрізняють початкову і кінцеву стадії, оскільки джерело радіоактивного аерозолю затухає експоненціально з часом через осадження його на внутрішніх поверхнях, а також розчинення у воді. Початкова стадія є найважливішою з погляду максимальної небезпеки для населення. Для пізнього етапу аварії (більше 4-х годин після початку) головними проблемами є:

розтікання розплаву по підлозі контейнмента;

абляція бетону внаслідок прямого контакту з розплавом коріуму;

охолоджування розплаву (і частинок палива після їх затвердіння в результаті охолоджування розплаву водою);

стабілізація і припинення аварії.

Якщо проблема охолоджування розплаву і частинок застиглого при охолоджуванні палива вирішена в контейнменті, радіоактивні речовини залишаються в його середині. На жаль, басейн з водою в підреакторному просторі не гарантує вирішення цієї проблеми, доки залишаються нез'ясованими особливості поведінки струменів розплаву при їх поширенні в басейні. Наявні контейнменти для АЕС з атомними реакторами типу ВВЕР-1000 не розраховані на локалізацію тяжкої аварії. Аварія, пов'язана з розплавленням активної зони реактора, може призвести до руйнування корпусу реактора і до випадання в його шахту 200 т розплаву. Локалізувати розплав і запобігти утворенню вибухонебезпечного водню можна за допомогою пастки розплаву, розміщуваної на дні шахти реактора. Її можна розмістити в існуючих АЕС.

Невизначений у пропорціях склад коріуму робить надто дорогим експериментальне вивчення його можливих властивостей. Водночас у світі задіяні серйозні колективи фахівців і виділяються великі кошти на вирішення проблеми локалізації наслідків тяжких аварій на АЕС. У Королівському технологічному інституті (Стокгольм) у відділі проф. Б.Р. Сегала проведено серії експериментів: низькотемпературні, середньої і високої температури - для дослідження впливу властивостей рідин в широкому діапазоні з метою встановлення закономірностей перемішування рідин та їх впливу на гідродинаміку і теплообмін.

Експериментальне дослідження явища проникнення струменів модельних розплавів та їх подріблення на краплі з подальшим їх застиганням проводили Т. Теофанус, Т.Н. Дінх, Т. Окконен. Чисельне моделювання виконали Б.В. Ань та Р.Р. Нургалієв. Але багато важливих питань потребують подальшого дослідження, зокрема - особливості згинаючих збурень тонких струменів та довжина найбільш нестійких хвиль, максимальна глибина проникнення струменів до басейну тощо. На підставі аналізу літератури поставлено завдання дослідження в дисертації, пов'язане з вивченням особливостей проникнення тонких і товстих струменів розплаву коріуму в підреакторний басейн з водою, важливих для створення перспективних пасивних систем захисту від тяжких аварій.

У другому розділі описана фізична модель проникнення струменів розплаву коріуму в підреакторний басейн з водою як одного з варіантів систем пасивного захисту реакторів від тяжких аварій на АЕС. Для цієї аварійної ситуації розроблено математичні моделі процесів, які далі (в 3 і 4 розділах) застосовано для вивчення процесу поширення струменів у басейні шляхом обчислювальних експериментів на ЕОМ. При руйнуванні корпусу реактора робота пасивної системи захисту контейнмента залежить від сценарію виходу розплаву з корпусу.

Можливі різні варіанти руйнування корпусу і, відповідно, виходу розплаву коріуму в підреакторний простір. Якщо розрив невеликих розмірів (1-2 см) - струмінь тонкий. При його поширенні в басейні розвиваються згинаючі вісь збурення, які при збільшенні амплітуди (розвитку нестійкості) руйнують струмінь на окремі фрагменти, розміри яких визначаються довжиною хвилі найбільш нестійких збурень. Інтенсивність збурень залежить від температури струменя і параметрів коріуму, які істотно впливають на інтенсивність і характер випаровування води попереду струменя розплаву, що входить у басейн. Для пасивної системи захисту важливо оцінити розміри фрагментів і глибину проникнення незруйнованої частини струменя в басейн. Це визначає процес охолодження палива водою і які частинки утворюються при застиганні розплаву. Від цього залежить процес подальшого охолоджування частинок застиглого палива і утримання його в контрольованому стані. Високотемпературний струмінь розплаву коріуму руйнує корпус і внаслідок цього має діаметр, який постійно збільшується та разом з невизначеними властивостями коріуму значно ускладнює моделювання системи. Розглянуто 2 випадки - тонкого і товстого струменів, тому що їхня оцінка дозволяє інтегрально охопити всі можливі випадки і визначити граничні параметри системи. Якщо струмінь входить до басейну з водою, він поширюється залежно від режиму охолоджування і подрібнення.

Тонкий струмінь входить до басейну, згинаючись і руйнуючись на фрагменти внаслідок зростання згинаючих збурень, а товстий струмінь входить прямо, піддаючись дії різних збурень його поверхні. Особливість поширення таких струменів полягає в тому, що внаслідок високої температури розплаву коріуму вода в басейні починає кипіти ще до прямого контакту струменя з водою (великі потоки тепла за рахунок випромінювання від високотемпературного струменя).

Струмінь оточений парою, яка виходить з басейну назустріч струменю, викликаючи його подрібнення на краплі. В дисертації основну увагу зосереджено на явищах проникнення струменів до басейну, їх стійкості і фрагментації внаслідок нестійкості. При розгляді згинаючих збурень тонких струменів використано рухому систему координат (z,y,s), пов'язану з віссю струменя, і нерухому (ж, з,о). Рівняння згинаючих збурень мають вигляд (проф. В.М. Ентов та А.Л. Ярін):

,

(1)

де індексами b і n позначені, відповідно, проекції на нормаль і бінормаль, а гідродинамічні сили qi і архімедові сили gi. Згинаючі збурення вісі струменя:

, (2)

де А і В - константи (початковий рівень збурень), - довжина хвилі збурень. Змінні і - дотичні сили і момент зсувних сил в поперечному перетині струменя. З урахуванням сказаного рівняння руху струменя (1) має вигляд:

(3)

Рівняння складає основу для досліджень згинаючої нестійкості тонких струменів, які входять до басейну з водою, що викладено в третьому розділі дисертації. А в нелінійній моделі проникнення товстого струменя розплаву найсуттєвішими є інерційна сила струменя, опір з боку басейна і архімедова сила. Ця модель одновимірна, але суттєво нелінійна. Рівняння руху струменя змінної маси записано у вигляді:

(4)

Розглянуто, як моделі можуть бути використані для вивчення особливостей проникнення тонких і товстих струменів у басейн з водою, важливих для розрахунку систем пасивного захисту від тяжких аварій на АЕС. Їх застосування наведено в подальших двох розділах.

Третій розділ присвячений математичному моделюванню проникнення тонких струменів розплаву коріуму в басейн з водою, а також обчислювальним експериментам зі стійкості і розпаду струменів. Головна мета моделювання - визначити межі критичних параметрів системи пасивного захисту: максимальну глибину проникнення незруйнованого струменя в басейн, розміри фрагментів палива, які утворюються в результаті розпаду струменя при наростанні згинаючих обурень, розміри області в басейні, зайнятої струменем і його фрагментами тощо. Ці дані необхідні для розрахунку інтенсивності охолодження коріуму в басейні.

При дослідженні згинаючих збурень тонкого струменя повну крайову задачу можна не ставити, якщо основний інтерес представляє стійкість струменя. Основна увага зосереджена на обчисленні параметрів розпаду струменя і визначенні довжини збурень, які найшвидше зростають, оскільки саме вони руйнують струмінь. Знаючи інкремент зростання таких збурень, можна обчислити довжину частини струменя, яка не розпалася, і оцінити розміри фрагментів, одержуваних при розпаді струменя. Рівняння для інкремента збурень як функції довжини хвилі має вигляд:

++

(6)

+

+.

Розв'язок рівняння (6) в першому наближенні

показує, що згинаючі збурення згідно з (2) можуть призвести до нестійкості і розпаду струменя, коли густина рідини в басейні вища за густину струменя (>1). Якщо в (6) утримати члени до другого порядку, то буде:

, (7)

де позитивні значення відповідають нестійким модам згинаючих коливань (експоненціальне зростання за часом), а негативні відповідають стійким модам коливань. Дослідження (7) на максимум дає екстремальне значення та довжину незруйнованої частини струменя у другому наближенні:

, , (8)

де , - довжина найбільш нестійкого згинаючого збурення. Цей результат добре узгоджується з експериментальними даними Блейка, Янга, Кіірнса та інших для довжини незруйнованого струменя у псевдозрідженому шарі від числа Фруда. Збіг розв'язку в другому наближенні з експериментальними даними прекрасний. Перше наближення грубіше, але в загальних рисах також відповідає цим даним. При оцінці ефективності пасивних систем з басейном води в підреакторному просторі отримані результати дозволяють розрахувати довжину частини тонкого струменя до його розпаду і розміри фрагментів, на які розпадається струмінь.

При оцінці ефективності пасивних систем захисту реактора в сценаріях з басейном води в підреакторному просторі отримані результати дозволяють розрахувати довжину частини тонкого струменя до його розпаду і розміри фрагментів, на які розпадається струмінь. Результати є новими і мають високу кореляцію з відомими експериментальними і теоретичними даними інших дослідників.

Четвертий розділ надає результати математичного моделювання проникнення товстих струменів розплаву до басейну з водою, а також результати обчислювальних експериментів. Описані характерні особливості проникнення товстих струменів до басейну, важливі для обґрунтування безпеки АЕС та конструювання пасивних систем захисту від тяжких аварій. В реальних умовах необхідно враховувати, крім випаровування води, також ряд інших чинників, що ускладнюють процес. Нелінійна модель, описана в розділі 2, дозволяє отримати аналітичний розв'язок із застосуванням одночасних перетворень як залежної, так і незалежної змінних. Таке перетворення для (5) знайдено проф. І.В. Казачковим:

, , (9)

де

, .

Підставляючи (9) в (5), отримуємо лінійне рівняння в нових змінних, де (глибина проникнення струменя) і незалежна змінна (час) виражені через . Для безперервних струменів і струменів обмеженої довжини (h*?H*) отримані формули максимальної глибини проникнення. Для безперервного:

, (10)

Для обмеженого H* (h*?H*):

. (11)

Аналітичні формули (10), (11) мають перевагу перед емпіричними, тому що відображають вплив реальних чинників досліджуваного процесу і є результатом точного розв'язку задачі. При відношенні густини басейну до густини струменя 9,4 глибина проникнення струменя обмеженої довжини майже не змінюється приблизно до Fr=200, а далі поволі росте зі збільшенням числа Фруда.

Короткий струмінь (Н=5, фрагмент струменя) різко відрізняється від довгого, і глибина проникнення в басейн інтенсивно зростає з числом Фруда. Обидва випадки (=1,9, =9,4) знаходяться в зоні довір'я приблизно до Fr=100 (=1,9) і Fr=500 (=9,4), відповідно, після чого дають усе більш завищені значення, тому що з підвищенням чисел Фруда зроблені припущення стають грубими. Так, необхідно враховувати розширення струменя, яке при збільшенні швидкості набуває все більшого впливу на глибину його проникнення в басейн. І чим щільніший струмінь, тим більший цей вплив.

При співвідношенні густини 9,4(б) струмінь кінцевої довжини потрапляє в межі достовірності до чисел Фруда вище 100. Зі зменшенням довжини струменя ця область скорочується, а фрагмент струменя (Н=5) взагалі не потрапляє в область достовірності, що свідчить про те, що фрагменти струменів мають відмінні від безперервних струменів закономірності входу в басейн. Але при зниженні відношення густини це явище ослаблюється і вже при 1,9 результати розрахунків практично повністю знаходяться в зоні довір'я.

Переваги аналітичного вирішення - простота розрахунків, можливість аналізувати взаємний вплив параметрів та ступінь впливу різних чинників на досліджуваний процес тощо. Результати можуть бути використані в різних галузях техніки (включаючи ядерну безпеку АЕС) і хімічної технології.

Висновки

У дисертації представлене узагальнення попереднього досвіду й запропоновано нове вирішення важливого науково-технічного завдання, спрямованого на вдосконалення та розвиток систем пасивного захисту АЕС від тяжких аварій. При цьому досягнута кінцева мета роботи - проведено науково-технічне обґрунтування пасивних систем захисту від тяжких аварій та визначені закономірності розвитку й характерні параметри струменів розплаву коріуму, що поширюється в підреакторному басейні з водою. Найбільш важливі наукові та практичні результати дисертаційного дослідження полягають у наступному:

1. Встановлено механізм проникнення тонкого струменя розплаву коріуму на початковій стадії аварії. Показано, що тонкий струмінь розплаву, входячи до басейну з водою, руйнується на подовжені фрагменти внаслідок згинаючої нестійкості, що є характерною для початкової стадії тяжкої аварії, коли розрив корпусу реактора має малі розміри.

2. З аналітичного розв'язання задачі стійкості згинаючих збурень тонкого струменя одержано, що при >1 довжина незруйнованої частини струменя визначається як функція числа Фруда (Fr) та відношення густини рідини басейну до густини рідини струменя . Одержаний результат добре узгоджується з експериментальними даними в широкому діапазоні чисел Фруда; від 10-2 до 106.

3. Показано, що розміри фрагментів після розпаду струменя внаслідок зростання згинаючих збурень визначаються величиною комплексу . Фізично це пов'язано з довжиною найбільш швидко зростаючих збурень струменя, а також із початковим радіусом струменя і температурою розплаву.

4. Показано можливість подальшого подрібнення фрагментів струменя внаслідок інтенсивної дії утворюваної в басейні пари. Якщо густина басейну значно вища за густину струменя ("1), наприклад, високотемпературний коріум входить до басейну з водою в "паровому мішку", то залежність максимальної глибини проникнення струменя спрощується до

,

де - стала, що визначається з експерименту.

5. Визначено, що на пізній стадії тяжкої аварії товстий струмінь розплаву коріуму (10-20 см діаметром) входить до басейну, спочатку майже не руйнуючись, а потім подрібнюється на краплі. Глибина проникнення струменя до басейну одержана у вигляді формули з параметрами ,, де - власні числа, що залежать від числа Фруда. Подібно до випадку тонкого струменя (1-2 см діаметром), проникнення до басейну товстого струменя (10-20 см діаметром) визначається відношенням густини басейну до густини струменя та числом Фруда, але залежність має значно складніший вигляд.

6. Обґрунтовано визначення необхідних розмірів басейну пасивної системи захисту. Одержані вирази для глибини проникнення струменя до басейну принципово відрізняються для випадків, коли рідина басейну щільніша за рідину струменя (>1) та, навпаки (<1). У будь-якому випадку струмінь не повинен досягти дна басейну (інакше система захисту не спрацює).

7. Доведено, що необхідні розміри басейну суттєво залежать від фізичних властивостей коріуму (зокрема, густини, в'язкості, коефіцієнта поверхневого натягу), що змінюються в широкому діапазоні для різного складу і температури коріуму, тому вони повинні бути встановлені на основі окремих досліджень за розробленими моделями.

8. Отримані результати можуть бути використані при моделюванні тяжких аварій на АЕС і в багатьох інших випадках, пов'язаних із проникненням струменя однієї рідини до басейну, заповненого іншою рідиною.

9. Результати дисертаційної роботи можуть бути корисними для подальшого розвитку теорії поширення струменів однієї рідини у просторі, заповненому іншою рідиною.

Узагальнення результатів експериментальних, теоретичних і натурних випробувань дозволило зробити такі практичні висновки:

1. Одержані дані стосуються раніше невідомих особливостей роботи пасивних систем захисту від тяжких аварій, у яких використовують басейн з водою в підреакторному просторі, що надає можливість оптимально побудувати й застосовувати такі системи захисту на атомних електростанціях України та інших країн світу.

2. Розроблено наближені методи та отримано аналітичні залежності, які становлять основу розрахунку гідродинамічних характеристик струменів на початковій та пізній стадіях тяжких аварій і можуть бути корисними при конструюванні та розрахунку оптимальних параметрів пасивних систем захисту.

3. Математичні моделі й методи наближеного аналітичного та чисельного розв'язання задач, що стосуються стійкості та розповсюдження тонких і товстих струменів однієї рідини в басейні з іншою рідиною, використовуються в навчальному процесі та при підготовці наукових кадрів (наприклад, в НТУУ "КПІ" в 2006-2009 рр. вони були використані при викладанні курсу "Аварійні процеси та системи безпеки АЕС" як у теоретичній частині, так і при проведенні практичних занять з моделювання пасивних систем захисту).

Список опублікованих праць за темою дисертації

1. Али Хасан Могаддам. Моделирование удержания топлива внутри контейнмента во время тяжелых аварий на АЭС/ Али Хасан Могаддам, И.В. Казачков // Ядерная и радиационная безопасность. - Киев. - 2006. - № 4 .- С. 45-60.

Дисертанту належить критичний аналіз стану утримання палива всередині контейнмента та розроблення ідеї і плану подальших досліджень з проблеми.

2. Али Хасан Могаддам. Удержание кориума в контейнменте в тяжелых авариях на АЭС / Али Хасан Могаддам, И.В. Казачков // Энергетика: економіка, технології, екологія. - Киев. - 2007. - № 2. - С. 13-21.

Дисертанту належить аналіз літературних джерел з проблеми та обґрунтування подальших досліджень пасивних систем.

3. Али Хасан Могаддам. Модели внедрения расплава кориума в подреакторное пространство с водой / Али Хасан Могаддам, И.В. Казачков // Ядерная и радиационная безопасность. - Киев. - 2007. - № 4. - С. 48-61.

Дисертанту належить розв'язання задачі проникнення коріуму до басейну з водою та аналіз одержаних результатів моделювання на ЕОМ.

4. Али Хасан Могаддам. Математическое моделирование проникания струй расплава в бассейн с водой / Али Хасан Могаддам, И.В. Казачков // Энергетика: економіка, технології, екологія. - Киев. - 2008. - №1. - С. 3-11.

Дисертанту належить розробка моделей проникнення струменів рідини у простір, заповнений іншою рідиною.

5. Ali Hasan Moghaddam. Modelling of a corium progression in reactor vessel and containment during severe accident at NPP / Ali Hasan Moghaddam, Aslkhademi Sejed, І.V. Каzachkov // 3rd Іnt. Conf. on energy and environment CIEM2007. - Bucharest, 22-23 November 2007. - P. 10.

Дисертанту належить критичний огляд проблеми поширення розплаву коріуму в корпусі реактора та контейнменті та аналіз шляхів розвитку пасивних систем захисту від тяжких аварій.

6. Ali Hasan Moghaddam. Modelling of the corium melt interaction with water and vapour during severe accidents at NPP / Ali Hasan Moghaddam, І.V. Каzachkov // 3rd WSEAS Int. Conf., Univ. оf Cambridge, February 23-25. - 2008. - P. 71-76.

Дисертанту належить розвиток моделей взаємодії коріуму з водою та парою під час тяжких аварій та обчислювальні експерименти.

7. Али Хасан Могаддам. Моделирование теплогидравлических процессов при тяжелых авариях на АЭС / Али Хасан Могаддам, Казачков И.В: Монография. - Киев. - 2008. - 172с.

Дисертанту належить приблизно половина результатів, представлених у монографії, над якою він працював спільно з науковим керівником.

8. Али Хасан Могаддам. Моделирование проникания высокотемпературного расплава кориума в бассейн с водой / Али Хасан Могаддам, И.В. Казачков // Тезисы 6-й Международной научно-практической конференции аспирантов, магистров и студентов "Современные проблемы научного обеспечения энергетики". - Киев. - 2008. - С. 22.

Дисертант здійснив моделювання проникнення струменя розплаву до басейну.

Размещено на Allbest.ru