№ 3
ИЗВЕСТИЯ АКАДЕМИИ НАУК ЭНЕРГЕТИКА
2014
УДК 621.039
ЧИСЛЕННОЕ МОДЕЛИРОВАНИЕ ПОВЕДЕНИЯ ПРОДУКТОВ КОРРОЗИИ И ГАЗООБРАЗНЫХ ПРОДУКТОВ ДЕЛЕНИЯ С ПОМОЩЬЮ КОДА СОКРАТ-БН
© 2014 г. ЖИЛКИН А.С.1, ОСИПОВ С.Л.2, САЛЯЕВ А.В.2, СЕМЕНОВ В.Н.3, ФИЛИППОВ М.Ф.34, ЦАУН С.В.3
1 Государственный научный центр Российской Федерации — Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского, г. Москва 2 Открытое акционерное общество "Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения им. И.И. Африкантова", г. Нижний Новгород 3 Федеральное государственное бюджетное учреждение науки Институт проблем безопасного развития атомной энергетики Российской академии наук (ИБРАЭ РАН), г. Москва 4 Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ", г. Москва e-mail: philippov@ibrae.ac.ru
В работе представлены эмпирические модели переноса, осаждения, повторного смыва радиоактивных продуктов коррозии в натриевом теплоносителе, модели переноса газообразных продуктов деления в жидком натрии и выхода их в газовую систему, разработаны методики применения моделей в интегральном коде СОКРАТ-БН. Проведенные с помощью кода СОКРАТ-БН тестовые расчеты поведения продуктов деления и коррозии в первом контуре реакторной установки БН-600 показывают удовлетворительное согласие с экспериментальными данными.
Ключевые слова: СОКРАТ-БН, продукты деления, продукты коррозии, массопере-нос в натрии.
NUMERICAL SIMULATION OF CORROSION PRODUCTS AND FISSION GAS BEHAVIOR USING THE CODE SOCRAT-BN
.Jilkin A.S.1, Osipov S.L.2, Salyaev А.У.2, Semenov V.N.3, Philippov M.F.3 4, Tsaun S.V.3
1 Federal State Unitary Enterprise "State Scientific Centre of the Russian Federation — Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Leypunsky" 2 Joint Stock Company "Afrikantov Experimental Design Bureau for Mechanical Engineering" 3 Nuclear Safety Institute of the Russian Academy of Sciences 4National Research Nuclear University MEPhI e-mail: philippov@ibrae.ac.ru
The empirical model of transport, deposition, re-washout of radioactive corrosion products in the sodium coolant, transfer model of fission gas in liquid sodium and release them to the gas system, the methods of application of models in the code SOCRAT-BN are pre-
2 Энергетика, № 4
97
sented in this article. The result of test calculations using SOCRAT-BN code have shown a good agreement with experimental data.
Key words: SOCRAT-BN, fission products, corrosion products, mass transfer in sodium.
Введение. В настоящее время в ИБРАЭ РАН создается программное средство СОКРАТ-БН/В1 [1], предназначенное для анализа и обоснования безопасности АЭС с реакторами типа БН. Оно обеспечивает сквозной расчет параметров реакторной установки, важных с точки зрения безопасности, с учетом работы оборудования I-го, II-го контуров, парогенератора (ПГ) III-го контура и системы аварийного отвода тепла (САОТ) в переходных и аварийных режимах.
Корректное моделирование переноса и осаждения радионуклидов в технологических средах реакторных установок с натриевым теплоносителем является одной из важных составляющих при обосновании радиационной безопасности при нормальной эксплуатации и при различных аварийных ситуациях.
Одной из задач, решаемой в рамках обоснования радиационной безопасности реакторной установки (РУ) типа БН, является оценка величин активности теплоносителя, поверхностной активности элементов контура и активности в газовой системе РУ, накопленных за время эксплуатации РУ и их изменение при переходных и аварийных процессах. Анализ процесса накопления активности включает в себя описание процессов переноса, осаждения и смыва радиоактивных продуктов деления (ПД) и коррозии (ПК) в контурах РУ.
В работе представлены эмпирические модели переноса, осаждения, повторного смыва радиоактивных продуктов коррозии в натриевом теплоносителе, переноса газообразных продуктов деления в жидком натрии и их выхода в газовую систему, внедренные в интегральный код СОКРАТ-БН/Б1, приведены результаты верификации на измерениях, проведенных на АЭС БН-600.
РАДИОАКТИВНЫЕ ПК И ПД В ПЕРВОМ КОНТУРЕ РУ БН
Согласно данным [2], радионуклиды попадают в теплоноситель первого контура за счет следующих процессов: 1) активации натрия и примесей, содержащихся в нем, при циркуляции теплоносителя через активную зону реактора (24Na, 22Na, 41Ar); 2) поступление радиоактивных изотопов из конструкционных материалов активной зоны (54Mn, 60Co, 58Co, 59Fe); 3) выхода продуктов деления из топлива в теплоноситель как за счет поверхностного загрязнения оболочек твэлов топливом, так и за счет выхода из твэлов с дефектами в оболочках (85mKr, 87Kr, 88Kr, 133Xe, 135Xe, 138Xe, 131I, 135I, 134Cs, 137Cs, 140Ba, 140La, 96Zr, 95Nb и др.); 4) диффузии некоторых продуктов деления через оболочку твэлов в теплоноситель. Образовавшиеся радиоактивные ПД и ПК могут присутствовать в теплоносителе в форме растворимых соединений, нерастворимых частиц и в форме практически нерастворимых газов, скапливающихся в газовой системе реакторной установки. Образовавшиеся радионуклиды в результате процессов осаждения из натриевого теплоносителя формируют отложения на поверхностях конструкций и оборудования первого контура.
МАТЕМАТИЧЕСКИЕ МОДЕЛИ ПОВЕДЕНИЯ ПД И ПК
Теплогидравлический модуль кода СОКРАТ-БН создан на основе аналогичного модуля аттестованного кода СОКРАТ/В1 [3]. Для решения теплогидравлической задачи реакторная установка представляется в виде системы контрольных объемов с сосредоточенными параметрами и моделей отдельных компонентов РУ. Для описания поведения функций поверхностной и объемной концентраций в каждом контрольном объеме будем использовать уравнение, аналогичное приведенному в [4]:
дC (t) comP i * comP A
= St(t) - C(t)(R(t) + - Ci(t) £ Qß(t) + V £ Cj(t)Qß(t) Vj + V-CP(t)RP(t);
j = i ;j = i '
j* t j*t (1)
^ = ^C,( t) Rt (t) - Cp( t)(R (t) + 1), t Ai
где i, j — индексы контрольного объема (КО); Ci — концентрация радионуклидов во взвешенном и растворенном состоянии в i-м КО, кг/м3; C p — концентрация радионуклидов в осажденном состоянии, кг/м2; Ri — постоянная осаждения, с-1; Rp — постоянная повторного взвешивания, с-1; 1 — постоянная радиоактивного распада, с-1; Si —
AS
источник образования радионуклидов в i-м КО, кг/м3 • с-1; Qn = —w: — коэффициент
V
обмена газом/жидкостью между i-м и j-м КО (положительный поток от i-го к j-му), с-1;
AS - площадь проходного сечения j-го КО, м2; Wj - скорость несущей среды в j-м КО, м/с; Ai и Vi - площадь омываемой поверхности и объем теплоносителя в i-м КО соответственно. Уравнение (1) должно быть дополнено начальными условиями на концентрации.
Для вычисления постоянных осаждения и смытия будем использовать эмпирическую методику, разработанную для кода АЛЬФА-М [4].
В (1) для вычисления постоянной осаждения используются коэффициент массопе-реноса за счет диффузии через пограничный слой (K-) и коэффициенты адсорбции (Ka) примеси на поверхности:
r = KefflAl .
' V '
(2)
K _ K;Ka
Keff; --•
K; + Ka
Постоянная повторного взвешивания вычисляется по соотношению:
Rp = Kf, (3)
BXXi
где B - эмпирический параметр; XX; - толщина слоя отложений. Данные величины рассчитываются с помощью эмпирических соотношений, отражающих зависимость скорости массообмена со стенкой от температуры, скорости потока и других теплофи-зических параметров первого контура.
Модель, предназначенная для расчета переноса газообразных продуктов деления (ГПД), ориентирована на рассмотрение процессов накопления и поведения ГПД в газовой системе РУ в режимах нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, при которых не происходит кипения теплоносителя и массовой разгерметизации твэлов. Предполагается, что ПД и ПК, вышедшие в теплоноситель, являются примесью, не оказывающей влияния на теплофизические параметры теплоносителя и поле скоростей. Перенос ГПД в натрии в таком случае рассматривается как перенос пассивной примеси. Газообмен между натриевым теплоносителем и газовой полостью реактора описывается с помощью параметра дегазации. Здесь параметр дегазации - скорость всплытия газовых пузырей в вертикальных каналах, связывающих основной тракт циркуляции натриевого теплоносителя с газовой полостью реактора.
4* 99
Этот параметр определяется из условия совпадения расчетного времени, при котором наступает максимум концентрации в газовой полости реактора, с экспериментальным.
Массоперенос ГПД в натрии описывается уравнением переноса, аналогичным уравнению из системы (1), но без членов в правой части, описывающих взаимодействие со стенками канала:
/ N N
9С/ и\ г г 1 отр 1 1 отр г
Ш2 = Ст - с[со ^ (?)+1 X с1 №1к«у, (4)
9 р = 1 = 1
; # к ; # к
где Ск — концентрация ГПД в к-ой ячейке разбиения.
Перенос ГПД в газовой системе (перераспределение между газовой полостью реактора и объемом газа в баке-компенсаторе) описывается уравнением (4), где скорость обмена газа (бд(г)) между ячейками задается как входной параметр.
На основе представленных математических моделей поведения ПД и ПК в РУ БН в составе кода СОКРАТ-БН разработан вычислительный модуль TRANS_FP.
ЧИСЛЕННЫЙ МЕТОД
Для численного решения уравнений (1) и (4) используется методика, разработанная для расчета процесса переноса аэрозолей газообразной фазой теплоносителя в коде СОКРАТ/В3 [5, 6]. Конечно-разностная система уравнений переноса ПД теплоносителем имеет вид:
[а}Х}р} - а 1х1 р 1 ] + -Т (Иа/Х}р/Щ"]р +1/2 - [Аа"}Х}рЦ -1/2) = У ]
= тSf -та/Х/Р1 (Яр + Х) + та/ХРрf Яр (5)
[а}Х"р} - а/Хрр/] = та/X/р/(Яр) - та/Хрр/(Яр + X),
где X — массовая концентрация примеси в контрольном объеме; Хр — массовая концентрация примеси в осажденном состоянии; ау — объемная концентрация жидкой фазы теплоносителя; ру — плотность фазы; Wf — скорость фазы; А — проходное сечение
канала; т — временной шаг; У/ — объем КО; Я/ — константа осаждения; Яр — константа повторного смытия; ] — номер КО; индекс п — значения с нового временного слоя, без индекса п — значение с (п — 1)-го временного слоя.
РАСЧЕТ НАКОП
Для дальнейшего прочтения статьи необходимо приобрести полный текст. Статьи высылаются в формате PDF на указанную при оплате почту. Время доставки составляет менее 10 минут. Стоимость одной статьи — 150 рублей.