Математичне моделювання та дослідження теплових процесів активної зони малих модульних реакторів з кульовими твелами

Abstract

Стратийчук К.Р. , Семерак М.М. (керівник). Математичне моделювання і дослідження теплових процесів в активній зоні малих модульних реакторів з кульовими ТВЕЛами. Магістерська кваліфікаційна робота. – Національний університет «Львівська Політехніка», Львів, 2024.

Розширена анотація

В даній роботі було розглянуто сучасний стан атомної енергетики України та світу, конструктивні особливості новітніх ядерноенергетичних установок 4-го покоління та їх типи (за даними МАГАТЕ їх існує 5 типів), область їх застосування, також реалізація міні-АЕС. Перспектива ММРів полягає в тому що вони можуть задовольнити потребу в гнучкому виробництві електроенергії для більш широкого кола користувачів і програм, в тому числі заміна застарілих електростанцій на викопному паливі, забезпечення когенерації для країн, що розвиваються, з малою електроенергією мережі, віддалені та поза мережевими районами, а також створення гібридних систем ядерної/відновлюваної енергії. Основна увага була приділена ВТГР з кульовим ТВЕЛом в якого паливо типу ТRISO, в яких графіт не допускає розплавлення активної зони, оскільки точка його плавлення перевищує 3000°С. Газоохолоджувані реактори такої конструкції мають високий рівень пасивної безпеки. Також ВТГР можна використовувати у різних галузях виробництва (такі як металургія, хімія, нафтова промисловість). Дослідження і розробку конструкцій таких ядерних реакторів і розвиток технологій застосування ядерної теплової енергії проводять у Німеччині, Японії, США, ПАР, Китаї. Кульовий ТВЕЛ є основним найбільш напруженим елементом ядерного реактора, основу якого складає активний об'єм, заповнений ядерним паливом. Сферична форма є оптимальною для забезпечення однакової тепловіддачі по всій поверхні. У активній зоні ядерного реактора питоме тепловиділення досягає 108 - 109 Вт/м3 , в той час як у інших джерелах тепла це значення не перевищує 107 Вт/м3. Проведено математичне моделювання та дослідження зміни температури в ТВЕЛі вздовж радіусу кульового ТВЕЛа при різних значеннях коефіцієнту теплопровідності реакторного графіту (який приймав значення 150, 100, 400 Вт/ мК) та питомого тепловиділення та радіусу. Вираз для розрахунку зміни температури кульового ТВЕЛа вздовж радіусу було знайдено з розв’язку диференціального рівняння 2-го порядку, для знаходження його значень було двічі проінтегровано, при використанні граничних умов r=0 dt/dr=0, і r =R, t(R) = t (поверхні) отримується закон зміни температури у ТВЕЛі вздовж радіусу. Аналіз отриманих розрахунків дозволяє зробити висновок, що найбільше значення температури в кулі буде досягатися в центрі.

Мета роботи — Дослідити теплові процеси в кульових ТВЕЛах активної зони реакторів.

Об’єкт досліджень – Активна зона малих модульних реакторів з кульовими ТВЕЛами.

Предмет досліджень – Дослідження залежності температурного поля кульового ТВЕЛа від величини тепловиділення, його радіусу і теплофізичних параметрів палива. При r = 0,03 м отримано такі значення t0= 900?C, t1= 895 ?C, t2= 878 ?C, t3 = 850 ?C, qv = 5?108 Вт/м3, ?= 150 Вт/ м?К.Stratyychuk K.R., Semerak M.M. (supervisor). Mathematical modeling and research of thermal processes in the core of small modular reactors with spherical fuel rods. Master's thesis work. – Lviv Polytechnic National University, Lviv, 2024. Extended abstract This work is considered to the current state of nuclear energy in Ukraine and in the world, the design features of the latest 4-th generation nuclear power plants and their types (according to the IAEA, there are 5 types), their scope of application, as well as the implementation of mini-NPPs. SMRs can satisfact the need for flexible power generation for a wider range of users and applications, including replacing aging fossil fuel power plants, providing cogeneration for developing countries with low grid electricity, remote and off-grid areas, and creating hybrid nuclear/renewable energy systems. The main attention was paid to the HTGR with spherical fuel elements of the TRISO type. in which graphite prevents the core from melting, since its melting point exceeds 3000°C. Gas-cooled reactors of this design have a high level of passive safety. HTGR can be used in the metal industry, in chemistry, oil industry. Research and development of designs of such nuclear reactors and development of technologies for the use of nuclear thermal energy are carried out in Germany, Japan, the USA, South Africa, and China, Spherical fuel element - the main most stressed element of a nuclear reactor is the basis of which is the active volume filled with nuclear fuel. The spherical shape is optimal for ensuring uniform heat transfer over the entire surface. In the active zone of a nuclear reactor, the specific heat release reaches 108 - 109 W/m3, while in other heat sources this value does not exceed 107 W/m3. Mathematical modeling and investigation of the temperature change in the fuel element along the radius of the spherical fuel element was carried out at different values of the thermal conductivity coefficient of the reactor graphite (which took the values 150, 100, 400 W/mK) and specific heat release and radius .The equation for calculating the temperature change in the spherical fuel element along the radius was found from the solution of the 2nd order differential equation, to find its values it was integrated twice, using the boundary conditions r=0 dt/dr=0, and r =R, t(R) = t (surface) the law of temperature change in the fuel element along the radius is obtained. Analysis of the obtained calculations allows us to conclude that the highest temperature value in the sphere will be reached in the centre. At r = 0.03 m, the following values were obtained: t0= 900?C, t1= 895 ?C, t2= 878 ?C, t3 = 850 ?C, qv = 5?108 W/m3, ?= 150 W/ m?K.