Аналіз динаміки важких аварій у водоохолоджуючих реакторах
Автор: Матвійчук Дмитро Олександрович
Кваліфікаційний рівень: магістр
Спеціальність: Атомна енергетика
Інститут: Інститут енергетики та систем керування
Форма навчання: денна
Навчальний рік: 2020-2021 н.р.
Мова захисту: українська
Анотація: Матвійчук Д.О., Юрасова О.Г. (керівник). Аналіз динаміки важких аварій у водоохолоджуючих реакторах. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська політехніка», Львів, 2020. Під час протікання аварії в контейнменті АЕС розгляду підлягають багатофазні багатокомпонентні системи з інтенсивними фазовими перетвореннями в умовах високотемпературних тепло- і масопереносу. Однак області застосування відомих моделей багатофазних систем для визначення таких найважливіших параметрів, як інтенсивності фазового переходу і масообміну, сили взаємодії фаз, локальні теплові потоки між фазами та ін., істотно обмежені відсутністю локальних замикаючих співвідношень, які отримані лише для спрощених ситуацій. Малий розрив корпусу може досить швидко збільшитися в розмірах, оскільки він піддається впливу тиску, високої температури і хімічної агресивності струменя розплаву коріуму. Для відносно товстих струменів найбільш суттєвими факторами, що визначають їх поведінку, є натиск струменя, опір рідини в басейні впровадження струменя і гравітаційні сили. При відносній щільності 9,4 глибина проникнення струменя кінцевої довжини майже не змінюється приблизно до значень числа Фруда близько 200 і далі повільно зростає зі збільшенням числа Фруда. Поведінка коротких струменів (Н = 5) різко відрізняється; глибина проникнення в шар коротких струменів інтенсивно наростає при збільшенні від числа Фруда. При відносній щільності 9,4 результати розрахунків глибини проникнення струменя кінцевої довжини знаходяться в затемненій зоні (область достовірності) до чисел Фруда вище 100. Зі зменшенням довжини діапазон чисел Фруда, в якому спостерігається задовільне узгодження, скорочується, а для Фрагмена струменя (Н = 5) результати розрахунків взагалі не потрапляють в область достовірності, що свідчить про суттєву відміну закономірностей процесу для фрагментів струменів. Однак при зниженні відносиної щільності це явище послаблюється, і вже при ?2/1 = 1,9 (вода приблизно вдвічі щільніше струменя) результати розрахунків по представленими формулами практично повністю знаходяться в зоні достовірності. Мета і задачі досліджень. Метою роботи є аналіз динаміки важких аварій у водоохолоджуючих реакторах. Для досягнення поставленої мети необхідно було виконати такі завдання: - провести аналіз результатів моделювання особливостей функціонування різних систем на початковій і кінцевій стадіях важкої аварії; - провести аналіз протікання аварії в контейнменті АЕС; - розглянути поведінку струменів великого діаметру, відповідним подальшому руйнуванню корпусу ЯР при розвитку аварії; - створити математичну модель поведінки товстої струмини розплаву коріуму, яка може бути придатна для опису впровадження в басейн не тільки рідкого струменя, але і циліндричних твердих тіл, яким можна уподібнити застиглі фрагменти струменя. Об’єкт дослідження – водоохолоджуючі ядерні реактори. Предмет дослідження – динаміка важких аварій у водоохолоджуючих реакторах. В дaній мaгістерській квaліфікaційній роботі проведено аналіз динаміки важких аварій у водоохолоджуючих реакторах. Розглянуто деякі відомі результати моделювання особливостей функціонування пасивної системи утримання ядерного палива всередині басейну в разі розриву корпусу ЯР і витік в басейн розплаву коріуму на початковій і кінцевій стадіях важкої аварії (коли струмінь, що витікає в підреакторний басейн з водою, тонкий і товстий). Показано, що головним шляхом подальшого підвищення економічної ефективності АЕС є зниження річних витрат виробництва за рахунок поліпшення використання ядерного палива. Розроблено схему автоматичного управління хімічної очистки води, на основі якої були обрані технічні засоби для реалізації сформульованих функцій контролю і управління. Ключові слова: водоохолоджуючі реактори, моделювання, малий розрив корпусу, струмінь розплаву коріуму, підреакторний басейн з водою.