CC BY
85
Выводы
1. Установлено, что погрешность в определении концентрации основных долгоживущих актиноидов (источники нейтронов) ОЯТ при использовании ППП ORIGEN-ARP не превышает 22 %, а значит и нейтронная составляющая радиационных характеристик, скорее всего, будет занижена на 20...30 %.
2. Концентрации продуктов деления (источники фотонов) определяются SCALE 5.0 гораздо точнее, погрешность составляет ~7 %.
3. Увеличение времени выдержки ОЯТ не ведет к существенному снижению нейтронной активности. Это объясняется тем, в ОЯТ основным источником нейтронного излучения является 244Cm, а вклад спонтанного деления в нейтрон-
ную активность, обусловленную 244Ст, достигает 94 %.
4. Уточнение вклада (а,п)-реакции для облученного в реакторе ВВЭР-1000 и02 в дальнейшем не потребуется.
5. Для перспективных керамических урановых топлив (и,Ри)02, Ш/(И,Ри)К, иС/(и,Ри)С, эксплуатирующихся в реакторах на быстрых нейтронах, вклад (о:,п)-нейтронов существенно выше и может достигать 80 %. Поэтому потребуется более детальная и точная информация об этих вкладах с учетом наличия легких примесей в этих типах топлива.
Работа выполнена в рамках реализации ФЦП «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 гг. (Мероприятие 1.2.1. Номер контракта П777 от 20 мая 2010).
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Okumara K., Mori T. Validation of a continuous-energy Monte-Carlo burn-up code MVP-BURN and its application to analysis of post irradiation experiment // Journal of Nuclear Science and Technology. - 2000. - V. 24. - № 2. - P. 71-77.
2. Круглов А.К., Рудик А.П. Реакторное производство радиоактивных нуклидов. - М.: Энергоатомиздат, 1985. - 256 с.
3. Бойко В.И., Демянюк Д.Г, Кошелев Ф.П., Мещеряков В.Н., Шаманин И.В., Шидловский В.В. Перспективные ядерные топливные циклы и реакторы нового поколения. - Томск: ТПУ, 2005. - 490 с.
4. Буланенко В.И., Фролов В.В., Центер Э.М. Расчетная оценка выхода нейтронов ( a,n) -реакции для многокомпонентных сред // Атомная энергия. - 1982. - Т. 53. - № 3. - С. 160-168.
5. Шаманин И.В., Буланенко В.И., Беденко С.В. Поле нейтронного излучения облученного керамического ядерного топлива различных типов // Известия вузов. Ядерная энергетика. -2010. - № 2. - С. 97-103.
Поступила 04.10.2010 г.
УДК 621.039.517.5
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ПРОГРАММЫ TRACE ДЛЯ СОЗДАНИЯ ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ РЕАКТОРА ИРТ-Т
Ю.Б. Чертков, А.Г. Наймушин
Томский политехнический университет E-mail: agn@tpu.ru
Приведены основные особенности создания стационарной одноконтурной теплогидравлической модели реактора ИРТ-Т. Представлены результаты расчета модели в программе TRACE и варианты ее усовершенствования для анализа аварийных ситуаций на реакторе, связанных с потерей теплоносителя.
Ключевые слова:
Реактор, активная зона, первый контур теплоносителя, теплообменник, скорость теплоносителя, перепад давления на активной зоне, стационарные вычисления, расчет переходных процессов.
Key words:
Reactor, core, primary coolant loop, heat-exchanger, coolant velocity, core pressure drop, steady-state calculations, transient calculations.
Введение
Исследования параметров любого ядерного реактора не обходятся без теплогидравлических расчетов, которые состоят не только из расчетов активной зоны и ее элементов, но и из построения полномасштабных теплогидравлических моделей ядерных реакторов. Такие модели могут содержать различные элементы: корпус реактора, активную зону, трубо-
проводы, насосы, теплообменники, компенсаторы давления и другие. Важным этапом исследования параметров ядерного реактора являются теплогидравлические расчеты, начиная от простых одномерных и заканчивая полномасштабными трехмерными моделями ядерных реакторов, с помощью которых проводят расчеты стационарных и аварийных режимов, переходных процессов работы реактора.
Одной из таких программ является программа TRACE (TRAC/RELAP Advanced Computational Engine), которая была разработана для проведения расчетов, связанных с потерей теплоносителя, а также для расчетов переходных процессов в реакторах типа PWR (pressurized light-water reactor) и BWR (boiling light-water reactor) [1].
Программа TRACE предназначена для вычисления в трехмерной геометрии теплогидравлических параметров потока теплоносителя различных по сложности контуров охлаждения реакторной установки. Полная гидродинамическая модель двухфазного потока определяет параметры газожидкостного теплоносителя и описывается 6-ю уравнениями сохранения массы, энергии и импульса, усредненными по времени:
d[(1 -а)Р, ]
dt
+ V[(1 -a)plVl ] = -Г,
d[apg ] —= -
+ V[apgV ] = Г
d[(1 -a)pi (в, + V2/2)]
dt
V[(1 -a)pi (в, + V 2/2)Vl ] =
= -V[(1 -a)q, ] + V [(1 -a)(TiVl)] + +(1 -a)p,gVi- Ei + qdi,
d[apg(eg + Vg2/2)] Vr —/—V^V ------g d, " + V[apg (eg + Vg /2)Vg] =
дяным паром. Седьмое уравнение описывает массовый баланс неконденсируемого газа:
Ра ] +у[аХк рV ] = 0,
dt
X = 1-
С помощью программы TRACE может быть выполнен детальный анализ теплопередачи в объеме активной зоны и компонентов контуров охлаждения. Теплопередача от твэлов вычисляется с использованием коэффициентов теплопередачи, зависящих от режимов работы.
Влияние на мощность реактора и его элементов изменения реактивности в переходных процессах учитывается в программе в точечном приближении (без учета пространственной зависимости) с 6-ю группами запаздывающих нейтронов:
dN = N + £ Щ +—,
Л t! ' ' Л(1 - R)
dt dC,
— -KC.+—,
dt Л
/ = 1,2,... , I,
= ~У[а ] + У[а (Те )] + а ре gVg + Е + ,
+ V[(1 -а)РЩ] =
дt
= V[(1 -а)Т ] + (1 - а) р^ -Ыг,
д[арУг ] —==■ — --- —
д + V[арgVg ] = V[аTg ] + арgg + Ыг,
г -Ц + 9 а)
гг 5
^ - К
р
= р Ка(Т»- Т.),
ц и = Ка(Т»- Т )■>
где /, #, и - подстрочные индексы, относящиеся к жидкости, газу и водяному пару соответственно; а - объемное газосодержание; р - плотность, кг/м3; V - скорость, м/с; Г - межфазное массообменное отношение; е - внутренняя энергия, Дж; Т - температура, К; q - межфазная теплопередача в единице объема, Вт/м3; к' - энтальпия, кДж/кг; к - коэффициент теплоотдачи, Вт/(м2-°С); Р - давление, Па; а - межфазная площадь в единице объема, м-1.
Для более детального анализа безопасности реакторной установки в систему может вводиться не-конденсируемый газ, который может содержать различное число компонентов и смешиваться с во-
где N - плотность нейтронов в реакторе; t - время, с; R - реактивность реактора; ¡3 - общая доля запаздывающих нейтронов; 3 - доля запаздывающих нейтронов i-й группы; Л - среднее время жизни мгновенных нейтронов, с; ^ - постоянная распада ядер-предшественников запаздывающих нейтронов i-й группы, с-1; Ci - эффективная концентрация предшественников i-й группы, нейтрон/см3; I - количество групп запаздывающих нейтронов; S -плотность внешних источников нейтронов.
Использованная в данной работе программа TRACE позволяет не только проводить расчеты аварийных режимов работы, но и по заданным параметрам отдельных элементов контура теплоносителя определять недостающие параметры и равновесные значения самих измеряемых параметров. Используя известные в некоторых точках контура охлаждения параметры теплоносителя в качестве начального приближения, программа итерационным путем в режиме реального времени определяет установившиеся (стационарные) значения этих параметров. Существует также возможность фиксации значений определенных параметров, которые известны с достаточной точностью. Это позволяет определять параметры контура теплоносителя во всех его частях, исследовать процесс их установления при запуске или остановке насосов.
Актуальность данной работы связана с предполагаемой конверсией активной зоны реактора ИРТ-Т [2] - переходом с высокообогащенного топлива (90 %) на низкообогащенное (20 %) и, как следствие, проведением ряда теплогидравлических расчетов, обосновывающих возможность такого перехода. Кроме того, изучается и возможность увеличения тепловой мощности реактора с 6 до 10.12 МВт.
Целью данной работы являлось создание стационарной теплогидравлической модели первого
k=1
контура реактора ИРТ-Т и ее тестирование, а также оценка возможности дальнейшего усовершенствования (создание полноценной двухконтурной модели реактора) для проведения расчетов нестационарных процессов ядерного реактора. В теплогидравлическую схему первого контура реактора ИРТ-Т кроме активной зоны входит бассейн реактора, трубопроводы и коллекторы, главные циркуляционные насосы и теплообменник. Эти элементы имеют определенные высотные расположения и наборы теплогидравлических параметров, которые контролируются разными, не связанными друг с другом, приборами, имеющими свои погрешности измерения. И, как следствие, некоторые параметры неизвестны с достаточной степенью точности.
В работе преимущественно использовались две программы. Создание расчетной модели было выполнено в программе SNAP [3], которая представляет собой интерфейс между пользователем и программой TRACE, в которой и проводились расчеты данной модели [4, 5]. SNAP (Symbolic Nuclear Analysis Package) состоит из пакета интегрированных приложений, разработанных для создания и редактирования расчетной модели исследуемых контуров реакторных установок. Программа предоставляет гибкую среду для создания и редактирования модели, предназначенной для расчетов. SNAP поддерживает такие программы, как RELAP5, TRACE, CONTAIN, MELCOR, FRAP-CON-3 и многие другие.
Создание расчетной модели реактора
При создании расчетной модели контура охлаждения ИРТ-Т учитывалось взаимное расположение активной зоны в бассейне реактора, насосов и трубопроводов, теплообменников и других емкостей. Модель представлена на рис. 1 с указанием основных элементов и высотных отметок их расположения, длин и диаметров трубопроводов.
Охлаждение активной зоны осуществляется водой бассейна реактора, прокачиваемой через нее главными циркуляционными насосами (ГЦН) и насосом аварийного охлаждения (НАО). Вода бассейна, пройдя активную зону сверху вниз, поступает в совмещенную задерживающую емкость объемом 3,8 м3. Из емкости вода по всасывающему трубопроводу диаметром 410x5 мм, врезанному в бак на высоте 2,2 м (ось трубопровода), поступает во внешнюю задерживающую емкость объемом 24 м3. Между баком реактора и внешней задерживающей емкостью установлена электрозадвижка Ду-400, предназначенная для перекрытия всасывающего трубопровода при ремонте оборудования первого контура.
При закрытии задвижки блокировкой исключается возможность включения любых насосов первого контура, способных перекачать воду из емкости в бак реактора. В нормальном режиме работы реактора функционируют два ГЦН, которые обеспечивают расход теплоносителя в первом контуре порядка 600 м3/ч. Вода из задерживающей емкости насосами подается в пять теплообменников. Поверхность теплосъема одного теплообменника равна 200 м2. Из теплообменников вода по напорному трубопроводу поступает в распределительную емкость, установленную в баке реактора. Параллельно с ГЦН работает НАО активной зоны, предназначенный для отвода тепла от твэлов в случае остановки основных насосов при аварийном отключении электроэнергии, производительностью 50 м3/ч.
При создании расчетной модели активная зона задавалась в упрощенном виде, но так, чтобы обеспечить удовлетворительную сходимость параметров системы при расчете. При проведении расчетов в качестве постоянных параметров были приняты: номинальная мощность реактора - 6 МВт, средняя скорость движения теплоносителя через активную зону - 2,8 м/с.
Рис. 1. Схематичная модель первого контура охлаждения реактора ИРТ-Т: 1) активная зона; 2) бассейн реактора; 3) распределительная емкость; 4) совмещенная задерживающая емкость; 5) всасывающий трубопровод; 6) напорный трубопровод; 7) электромеханические задвижки трубопроводов; 8) главные циркуляционные насосы и НАО; 9) теплообменник
Анализ результатов расчета и возможности
усовершенствования модели
для проведения расчетов переходных процессов
Согласно требованиям по эксплуатации реактора ИРТ-Т, температура теплоносителя на входе в активную зону на номинальном уровне мощности 6 МВт не должна превышать 317 К, а подогрев воды при проходе через тепловыделяющие элементы должен быть не более 10 К. Регламент работы реактора не допускает увеличения этих значений.
На рис. 2 приведен процесс установления стационарных температур теплоносителя на входе и выходе из активной зоны, полученный в результате расчетов. Пунктиром показаны определенные регламентом предельное значение температуры воды на входе в реактор и максимально допустимое значение на выходе до срабатывания предупредительной сигнализации.
Расчеты показывают, что процесс установления стационарных значений температур в первом контуре реактора ИРТ-Т продолжается не более 800 с после начала расчета (после включения насосов). После этого достигается стационарное распределение температур. Максимальное значение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны в расчетной модели не превышает предельно-допустимого значения до срабатывания предупредительной сигнализации. Перепад температуры на активной зоне составляет в среднем:
AT = Тых -Тх = 323,8-318 = 5,8 K.
При работе двух главных циркуляционных насосов и насоса аварийного охлаждения, в первом контуре поддерживается постоянный расход теплоносителя порядка 650 м3/ч. При таком расходе средняя скорость воды в зазорах тепловыделяющей сборки составляет 2,8 м/c. Расчеты показывают, что скорость теплоносителя через активную зону достигает своего стационарного значения после 800.1000 с после начала расчета и становится равной 2,68 м/с. Это на 0,12 м/с меньше принятого в техническом обосновании безопасности значения. Это снижение скорости не оказывает существенного влияния на коэффициент запаса до кризиса теплообмена.
Стационарное давление теплоносителя устанавливается гораздо быстрее - не более чем за 30.40 с после начала процесса расчета. Установившееся значение перепада давления на активной зоне равно:
AP = рвых -рвх = 169,2-160,9 = 8,3 кПа.
Одним из важных контролируемых параметров в реакторе является уровень воды в бассейне реактора, регламентное значение которого равно 7,3 м. При снижении уровня воды в бассейне реактора на 0,1 м срабатывает предупредительная сигнализация, а при снижении на 0,2 м - происходит аварийная остановка реактора. На рис. 3 представлен процесс установления стационарного уровня воды в бассейне реактора в расчетной модели.
Время расчета, с
Рис. 2. Температура теплоносителя в активной зоне. Значение: 1) расчетное на входе; 2) расчетное на выходе; 3) максимально допустимое на выходе до срабатывания предупредительной сигнализации; 4) установленное регламентом на входе
Время расчета, с
Рис. 3. Уровень воды в бассейне реактора в расчетной модели
Процесс установления стационарного значения уровня воды в бассейне реактора заканчивается после 800.1000 с расчета, а само расчетное значение уровня воды составляет 7,32 м. Это на 0,02 м больше установленного регламентом значения уровня теплоносителя в бассейне реактора при нормальной эксплуатации и не вызывает срабатывания предупредительной и аварийной сигнализаций.
Результаты расчетов с достаточной степенью точности согласуются с регламентированными значениями основных контролируемых параметров и не превышают уставок на срабатывание аварийной и предупредительной сигнализации. Эти данные могут быть в дальнейшем использованы для расчета переходных режимов и анализа различных аварийных ситуаций, связанных с потерей теплоносителя (остановка насосов первого контура, разрыв трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора, отключение второго контура охлаждения и другие). Также предполагается усовершенствование разработанной модели, а именно, создание второго контура охлаждения, системы контроля технологических параметров и системы управления защиты реактора для получения полномасштабной теплогидравлической мо-
дели реактора ИРТ-Т Программа TRACE предусматривает совместную работу с программой нейтронно-физического расчета активной зоны реактора PARCS. Используя такой подход можно проводить одновременно теплогидравлический и нейтронно-физический расчет реакторной установки.
Планируется усовершенствование полученной расчетной модели (описание второго контура охлаждения), проведение расчетов переходных процессов и аварийных ситуаций, в том числе при увеличении мощности реактора до 10.12 МВт.
Выводы
Для программы TRACE в среде SNAP разработана одноконтурная модель реактора ИРТ-Т с упрощенной активной зоной, теплообменниками, циркуляционными насосами и насосами аварийного охлаждения. Расчетные значения параметров близки к технически обоснованным. Исключением является средняя скорость водяного теплоносителя в активной зоне (отклонение не более 5 %). Установление стационарных значений теплогидравлических параметров первого контура реактора происходит за время, не превышающее l000 с. Результаты расчетов хорошо согласуются с экспериментальными данными.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. U.S. Nuclear Regulatory Commission TRACE V5.0 Theory manual. Field Equations, Solution Methods and Physical Models. -Washington, DC 20555-0001, 2007. - 708 p.
2. Варлачев В.А., Гусаров О.Ф., Заболотнов С.А. и др. Исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т. - Томск: Изд-во ТПУ, 2002. - 56 с.
3. Applied Programming Technology, Inc. Symbolic Nuclear Analysis Package (SNAP) User’s Manual. - Bloomsburg, PA, 2007. - 86 p.
4. U.S. Nuclear Regulatory Commission TRACE V5.0 User’s manual. V 1: Input Specification. - Washington, DC 20555-0001, 2008. - 666 p.
5. U.S. Nuclear Regulatory Commission TRACE V5.0 User’s manual. V 2: Modeling Guidelines. - Washington, DC 20555-0001, 2008. - 416 p.
Поступила 07.09.2010г.
