Моделирование процессов плавления-солидификации при охлаждении расплава кориума погружными легкоплавкими блоками :

Краткое содержание

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтовано актуальність проблеми, сформульовано мету і завдання дослідження, визначено наукову новизну, наведено практичну цінність отриманих результатів, відомості про апробацію роботи і публікації за темою дисертації.

У першому розділі надано аналіз сучасного стану пасивних систем захисту АЕС від тяжких аварій. Розглянуто основні типи пасивних систем у контейнменті АЕС. Проведений огляд перспективних пасивних систем захисту показав найбільш важливі проблеми, які необхідно розв’язати для їх успішного застосування. Основні концепції, прийняті міжнародним ядерним товариством, - це басейн з водою у підреакторному просторі та декілька варіантів концепції СОМЕТ на заході і пристрій локалізації розплаву російської розробки.

Численні перспективні розробки пасивних систем захисту від тяжких аварій для реакторів 3 та 4 поколінь знаходяться в різних стадіях готовності і потребують детальних випробувань і перевірки. З огляду на актуальність проблеми утримання коріуму в контейнменті як останньому бар’єрі безпеки в дисертації обрана тема моделювання варіанта пасивного захисту, який найбільш схожий на російську систему локалізації розплаву. Поставлена проблема моделювання теплогідравлічних процесів при охолодженні коріуму та його затвердінні за рахунок розплавлення блоків теплоємних матеріалів.

У другому розділі проведено аналіз та розрахункове обгрунтування фізичних моделей тяжких аварій на АЕС та методів побудови пасивних систем захисту від аварій з порівняльним аналізом їх ефективності. Обгрунтована як найбільш перспективна система охолодження розплаву коріуму зануреними в нього легкоплавкими блоками. Поставлена і обґрунтована задача математичного моделювання процесів охолодження розплаву коріуму в контейнменті.

Особливо інтенсивно проводились роботи в даному напрямі в останні 2 десятиліття, як теоретично, так і експериментально: в Швеції, в Королівському технологічному інституті у відділі ядерної безпеки (професори Б.Р. Сегал, Т.Н. Дінх, І.В. Казачков, д-ри Б.В. Ань, Т. Окконен, Р.Р. Нургалієв, О.Х. Харальдссон), в США у Центрі досліджень ризику при Каліфорнійському університеті м. Санта-Барбара (проф. Т. Теофанус зі співробітниками), в Японії (проф. Ю. Маруяма, Дж. Сугімото, д-р Хьюн Сан Парк), в Германії в Форшунгцентрум Россендорф та в Інституті ядерної безпеки Карлсруе (СОМЕТ) та в інших лабораторіях світу.

Незважаючи на значні успіхи в розв’язанні проблеми, існує потреба в більш детальних дослідженнях процесів топлення та застигання під час охолодження розплаву коріуму для визначення характерних параметрів цих процесів, включаючи динаміку еволюції границь фазового переходу, а також розмірів легкоплавких блоків та їх розташування у басейні охолодження, які зумовлюють особливості поведінки пасивних систем захисту від тяжких аварій. Ці задачі поставлено для дослідження у дисертації.

Третій розділ присвячено розгляду особливостей процесів топлення охолоджуючих блоків у високотемпературному розплаві коріуму, що охолоджується та солідифікується внаслідок цього. Для розгляду математичної моделі досліджуваних процесів аналізуються закони збереження маси, імпульсу та енергії.