Создание расчетных средств для моделирования поведения негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов

Актуальность работы.

Важным условием развития ядерной энергетики является обеспечение безопасной работы энергоблоков атомных станций. Поддержка конкурентоспособности отечественных производителей ядерного топлива требует развития и обоснования методов контроля радиационной обстановки на энергоблоке. Одним из таких методов является контроль герметичности оболочек (КТО) тепловыделяющих элементов (твэлов) во время работы реактора [1]. Появление сквозного дефекта в оболочке топливного элемента ведет к выходу радиоактивных продуктов деления (РПД) в первый контур реактора. Высокое значение активности реперных РПД служит критерием останова реактора и проведения работ, направленных на поиск негерметичных тепловыделяющих сборок (TBC). Издержки, вызванные простоем энергоблока, приводят к снижению экономических показателей работы АЭС. Одним из способов сокращения времени на поиск негерметичных TBC является заблаговременное определение выгорания и количества негерметичных твэлов, исходя из активности РПД в теплоносителе первого контура реактора.

Подход к решению задач КТО, основанный на численном моделировании, продиктован необходимостью интерпретации имеющихся экспериментальных данных. Сложность явлений, протекающих в дефектном топливе и ограниченный ресурс экспериментального подхода к изучению всех сценариев дефектности топлива, делают численное моделирование незаменимым инструментом исследования в этой области.

Одной из тенденций в проектировании и эксплуатации топлива в настоящее время является переход на более высокие выгорания. Это также позволяет повысить экономические показатели работы АЭС. Моделирование поведения твэлов с высоким выгоранием необходимо как для герметичного, так и для дефектного топлива.

Важным элементом безопасной и рентабельной работы энергоблоков ВВЭР является прогнозирование поведения негерметичных твэлов и активности РПД в теплоносителе первого контура реактора. Необходимость задачи прогнозирования возникает при обосновании безопасной эксплуатации топлива с модифицированными параметрами (размеры топливных таблеток, высота топливного столба, обогащение топлива, размер зерна), а также для обоснования повторной загрузки негерметичного топлива в A3. Решение последней задачи заключается в выборе оптимального режима эксплуатации дефектной топливной кассеты. Существующие в настоящее время критерии отбраковки допускают эксплуатацию негерметичного топлива с мелкими дефектами — типа «газовая неплотность». Классификация негерметичного топлива по типу дефекта производится во время процедуры КТО на остановленном реакторе. Дефектные TBC с крупным дефектом выгружаются из A3. При этом не рассматривается, например, возможность эксплуатации негерметичного топлива при пониженной тепловой нагрузке.

Существующие оценки поведения активности в первом контуре и критерии безопасной эксплуатации АЭС являются обобщением экспериментальных данных и результатов моделирования, основанных на использовании корреляционных зависимостей. Как известно, в настоящее время широко ведутся работы по модернизации ядерного топлива и изменению условий его эксплуатации. При изменениях штатных условий эксплуатации возникает необходимость корректировки и обоснования используемых корреляций. Применение верифицированного механистического кода позволяет прогнозировать выход активности в теплоноситель при вариации параметров топлива в достаточно широких рамках справедливости физических моделей программы [2].

Во время работы реакторы производится измерение активности радионуклидов в теплоносителе первого контура реактора. Динамика и величина активности зависит от выгорания топлива и размеров дефекта в оболочке негерметичного твэла. Наличие связи между активностью в теплоносителе и параметрами негерметичного топлива в ряде случаев дает возможность оценить выгорание дефектных TBC и степень их дефектности еще до останова реактора. Это может существенно сократить сроки простоя реактора во время планово предупредительного ремонта (ППР).

Состояние проблемы.

Адекватный подход к исследованию проблемы, основанный на численном моделировании, должен включать в себя, как моделирование поведения топлива и изменения его свойств, так и выход ПД под оболочку их перенос и выход в теплоноситель. Общепринятой практикой при численном моделировании поведения топлива является создание интегральных топливных кодов. Общей чертой данного класса программ является описание термомеханического поведения топлива, включающее в себя нахождение полей температуры в твэле и геометрических параметров газовых зазоров, а также поведения газовых продуктов деления (ГПД).

Моделирование термомеханического поведения твэла и выхода ГПД из топлива было реализовано в базовой версии кода РТОП. По назначению и структуре топливный код РТОП аналогичен расчетным программам для моделирования поведения топлива в реакторных условиях, созданным за рубежом. Наиболее разработанными и признанными за рубежом являются интегральные топливные коды FRAPCON-3 [3−5], TRANSURANUS [6−11] и другие программы. Подробная детализация физических процессов в топливных кодах позволяют на их основе создавать более специализированные программы, направленные на моделирование сопутствующих, или сопряженных явлений. Так, коды FASTGRASS и VICTORIA [1215] моделируют поведение продуктов деления. Код VICTORIA построен на основе кода FASTGRASS и имеет дополнительные возможности по моделированию химии продуктов деления, а также переноса и осаждения вышедших продуктов деления в первом контуре реактора. Моделирование выхода РПД из негерметичного твэла реализовано в программе DIADEME [17,18] (Франция).

Созданный на основе интегрального топливного кода РТОП код РТОП-СА направлен на моделирование поведения дефектного топлива и выхода активности в теплоноситель первого контура реактора ВВЭР. Единственной отечественно разработкой в этом направлении является программа RELWWER [16] (РНЦ «Курчатовский Институт»), использующая главным образом корреляционные зависимости.

Цель работы.

— создание компьютерного кода РТОП-СА, моделирующего поведение негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов.

— проведение с помощью кода РТОП-СА расчетно-теоретического исследования поведения негерметичных твэлов и активности продуктов деления в теплоносителе первого контура реактора ВВЭР.

Научная новизна.

Разработан программный код РТОП-СА, включающий в себя самосогласованное моделирование следующих процессов:

• накопление в топливе изотопов плутония и формирование поля энерговыделения,.

• тепловое поведение твэла,.

• изменение физических свойств 1Ю2 — топлива при разгерметизации,.

• поведение продуктов деления (ПД) в зерне и их выход в межзеренную пористость,.

• поведение ПД в межзеренной пористости и образование каналов выхода ПД под оболочку,.

• перенос водорода под оболочкой и окисление топлива,.

• перенос ПД с учетом адсорбции под оболочкой и их выход в теплоноситель,.

• выход ПД из топливных отложений в активной зоне реактора,.

• поведение ПД в первом контуре реактора.

Создана модель массопереноса РПД и водорода внутри негерметичного твэла.

Создана модель массообмена между негерметичным твэлом и теплоносителем, учитывающая размер дефекта, его высотное положение, а также размеры газовых зазоров под оболочкой и пульсации давления теплоносителя в первом контуре реактора.

Практическая значимость работы.

• Реализованный в коде РТОП-СА механистический подход, базирующийся на физическом моделировании, позволяет описывать выход активности и поведение негерметичного топлива в широком диапазоне параметров твэла и условий его эксплуатации. Программа применяется для оценки выхода РПД из твэлов модифицированной конструкции.

• Код РТОП-СА применяется для моделирования поведения активности продуктов деления в теплоносителе первого контура реактора на энергоблоках ВВЭР. С помощью кода дается прогноз поведения активности нуклидов в теплоносителе.

• На основе созданного компьютерного кода в настоящее время создана и внедряется методика определения выгорания негерметичных TBC и эффективного гидравлического диаметра дефекта. Методика позволяет сократить время простоя энергоблока при поиске негерметичных TBC.

Защищаемые положения.

— Создан расчетный код РТОП-СА, моделирующий поведение негерметичных твэлов и активности радионуклидов в теплоносителе первого контура легководных реакторов. Реализованные в коде РТОП-СА физико-математические модели позволяют рассчитывать поведение активности РПД в теплоносителе первого контура с учетом параметров твэла (геометрия, эффективный гидравлический диаметр дефекта и его высотное положение, размер зерна U02 и др.) и условий его эксплуатации (линейная мощность тепловыделения, параметры пульсаций давления теплоносителя).

— Проведено тестирование программных блоков на результатах аналитических тестов. Показана сходимость результатов расчетов по коду РТОП-СА по временной и пространственным сеткам.

— Показана адекватность математических моделей программы на данных мелкомасштабных экспериментов.

— Показано, что рассчитанная по коду РТОП-СА кинетика активности РПД в теплоносителе первого контура хорошо согласуются с результатами измерений на исследовательских реакторах и реакторах ВВЭР.

Достоверность полученных результатов подтверждается аттестацией программы, включающей в себя:

• Верификацию численных алгоритмов и программной реализации кода на аналитических тестах.

• Обоснование сходимостью численных схем программы.

• Верификацию физических моделей кода на данных мелкомасштабных реакторных и внереакторных экспериментов.

• Интегральную верификацию программы на данных исследовательских реакторов ВК-50 (НИИАР), реактор МИР (НИИАР) и Siloe (Франция).

• Сопоставление результатов расчетов с результатами измерений активности нуклидов на энергоблоках АЭС с ВВЭР.

По результатам аттестации программы РТОП-СА в Ростехнадзоре получен аттестационный паспорт программного средства № 258 от 17.03.2009.

Апробация работы.

Основные положения работы докладывались и обсуждались на следующих научных семинарах, совещаниях и конференциях:

Международные конференции: «WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support», (Болгария, 2003, 2005), «Meeting on LWR Fuel Performance», (Orlando, Florida, 2004), «Water Reactor Fuel Performance Meeting», (Kyoto, Japan, 2005), «Meeting on LWR Fuel Performance, TopFuel», (Salamanca, Spain, 2006). Российские конференции: по реакторному материаловедению (Димитровград, 2003, 2007), «Материалы ядерной техники», (Агой 2006). Научно-технические семинары: «Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях», (Обнинск, 2002), «Обеспечение безопасности АЭС в ВВЭР», (2003), семинар по опыту эксплуатации и внедрению нового топлива ВВЭР, ОАО «ТВЭЛ», (Болгария, 2004), семинар по вопросам совершенствования методов контроля герметичности оболочек твэлов ВВЭР, (Моск. обл., 2004), IAEA Tech. Meet. High Burnup Fuel Experience and Economics, (Sofia, Bulgaria, 2006).

Публикации.

По теме диссертации опубликовано 27 печатных работ, из них 7 статей в реферируемых журналах («Атомная энергия», «Вопросы атомной науки и техники», Международный научный журнал «Ядерная физика и инжиниринг»), статьи в сборниках докладов международных и всероссийских конференций, 2 препринта.

Личный вклад автора.

Создание расчетного кода РТОП-СА и получение основных результатов проводилось совместно с соавторами программы, под научным руководством В. В. Лиханского. Диссертантом была проведена численная и программная реализация моделей кода РТОП-СА, включающая следующие программные блоки: расчет наработки изотопов плутония и выгорания топливамоделирование выхода радиоактивных продуктов деления (РПД) из топлива и их поведения в межзеренной пористостиперенос РПД под оболочкой и их вынос в теплоносительперенос водорода под оболочкой и окисление топливаповедение РПД в теплоносителе первого контура реактора. Проведена верификация кода РТОП-СА.

Создан современный интерфейс пользователя программы, позволяющий проводить разовые и серийные расчеты.

Диссертант принимал активное участие в разработке физико-математических моделей программы, анализе и обсуждении результатов численного моделирования.

Структура и объем диссертации

.

Работа состоит из введения, четырех глав, перечня основных результатов, списка литературы из 93 наименований, изложена на 129 листах и содержит 42 рисунка и 19 таблиц.

Основное содержание работы.

Во введении показана актуальность решаемой задачи, обсуждается назначение и область применимости программы.

В первой главе представлено описание физических моделей программы и их взаимосвязь.

Во второй главе представлена численная реализация решаемых задач, дано описание расчетных схем и геометрических моделей программы.

В третьей главе изложены основные результаты верификации программы. Верификация кода РТОП-СА включает в себя, как интегральную верификацию, т. е. способность кода правильно описывать активность радионуклидов в теплоносителе, так и верификацию отдельных его моделей.

В четвертой главе представлено применение кода РТОП-СА на энергоблоках АЭС с ВВЭР. Приводятся результаты сопоставления расчетной активности РПД в теплоносителе первого контура с результатами измерений. Проведен анализ выхода активности из топлива модернизированной конструкции.

В заключении сформулированы основные результаты диссертации.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ.

ДИССЕРТАЦИИ.

1. Создан расчетный код РТОП-СА, моделирующий поведение негерметичного твэла и активности в теплоносителе первого контура реактора ВВЭР. Программа основана на механистическом подходе, использующем детальное моделирование физических процессов.

2. Проведено тестирование программных модулей на аналитических решениях. Показана сходимость численных схем.

3. Проведена верификация моделей программы на результатах мелкомасштабных экспериментов.

4. Проведена интегральная верификация кода РТОП-СА на экспериментальных данных по выходу РПД из твэлов с искусственными дефектами. Результаты расчетов хорошо согласуются с экспериментами. В расчетах учитывались результаты КТО на остановленном реакторе (количество негерметичных TBC, срок эксплуатации, степень дефектности TBC).

5. По результатам верификации код РТОП-СА аттестован в Ростехнадзоре.

6. С помощью кода РТОП-СА проведена оценка поведения активности при эксплуатации топлива модернизированной конструкции. Показано, что в случае разгерметизации выход РПД из модернизированного топлива значительно ниже (~ в 2−6 раз), чем из штатного топлива ВВЭР.

7. В настоящее время программа применяется для прогноза поведения активности радионуклидов в теплоносителе первого контура реакторов ВВЭР.