Подготовка экспериментального стенда АР-1 и экспериментальной модели к проведению исследований процесса кипения натрия в ТВС в обоснование безопасности быстрого реактора нового поколения

УДК: 
УДК 621.039.526.034+621.039.546.8:536.26

Номер журнала:

Аннотация: 

Кипение натриевого теплоносителя в активной зоне быстрого реактора является аварийным режимом эксплуатации энергетической установки. В случае вскипания теплоносителя конструкция активной зоны и технические характеристики установки в целом должны обеспечивать стабильный отвод тепла от твэлов кипящим теплоносителем. Таким образом, должно обеспечиваться такое развитие аварийной ситуации, связанной с кипением щелочного теплоносителя, при которой исключены возможность расплавления оболочек твэлов и разрушение активной зоны, а также обеспечен запас времени, необходимый для перевода реактора в нормальный режим эксплуатации. Одной из наиболее опасных аварийных ситуаций, связанных с возможным вскипанием жидкометаллического теплоносителя в активной зоне, является авария типа ULOF (Unprotected Loss of Flow). При такой аварии предполагается аварийное отключение электропитания всех циркуляционных насосов энергетической установки и одновременно с этим постулируется отказ всех органов аварийной защиты реактора.
Для анализа и обоснования безопасности перспективных реакторных установок на быстрых нейтронах, проверки некоторых конструктивных решений, получения данных для верификации расчетных кодов в ГНЦ РФ-ФЭИ проводится подготовка к проведению серии экспериментов по изучению теплообмена при возникновении режимов с кипением натриевого теплоносителя в модельных ТВС активной зоны. Эксперименты являются частью программы по созданию единого расчетно-экспериментального комплекса, который позволит с высокой точностью определять необходимые режимы и условия работы как для действующих, так и для проектируемых ядерных энергетических установок. В статье на примере аварии ULOF кратко рассмотрен аварийный режим работы быстрого реактора с натриевым теплоносителем, связанный с вскипанием жидкого металла в канале с ТВС. Затронут вопрос об экспериментальных исследованиях, необходимых для верификации математических моделей процесса течения двухфазного теплоносителя, заложенных в коде COREMELT. Приведена информация по экспериментальной установке, подготавливаемой для проведения экспериментов с кипением натрия в модели ТВС. Описана система регистрации и автоматической обработки экспериментальных данных.

Ссылки: 
1. Адамов Е.О., Джалавян А.В., Лопаткин А.В. и др. Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 112. – Вып. 6. – С. 319330.
2. Рачков В.И. Атомная энергетика как важнейший фактор устойчивого развития России в ХХI в. // Энергосбережение и водоподготовка. – 2006. – №6. – С. 24.
3. Рачков В.И., Поплавский В.М., Цибуля А.М. и др. Концепция перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН1200. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 201205.
4. Kikuchi Y., Haga K. Sodium boiling experiments in a 19pin bundle under lossofflow conditions // Nuclear Engineering and Design. – 1981. – Vol. 66. – PP. 357366.
5. Haga K. Lossofflow experiment in a 37pin bundle LMFBR fuel assembly // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 305318.
6. Yamaguchi K. Flow pattern and dryout under sodium boiling conditions at decay power levels // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – Vol. 99. – PP. 247263
7. Huber F., Kaiser A., Mattes K. and Peppler W. Steady state and transient sodium boiling experiments in a 37pin bundle // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – Vol. 100. – PP. 377386.
8. Huber F., Peppler W. Boiling and dryout behind local blockages in sodium cooled rod bundles // Nuclear engineering and design. – 1984. –Vol. 82. – PP. 341363.
9. Kaiser A., Peppler W. Flow rundown experiments in a seven pin bundle // Nuclear Engineering and Design. – 1977. – Vol. 43. – PP. 273283.
10. Kaiser A., Huber F. Sodium boiling experiments at low power under natural convection conditions // Nuclear Engineering and Design. – 1987. –Vol. 100. – PP. 367376.
11. Gnadt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.F. Sodium boiling experiments in the THORS facility // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 241280.
12. Seiler J.M. Studies on sodium boiling phenomena in outofpile rod bundles for various accidental situations in LMFBR: experiments and interpretations // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 227239.
13. Gnadt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.F. Sodium boiling experiments in the THORS facility // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 241280.
14. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. // Тепло энергетика. –2003. – №3. – С. 2026.
15. Sorokin G.A., Ninokata H., Sorokin A.P., Endo H., Ivanov Eu.F. Numerical Study of Liquid Metal Boiling in the System of Parallel Bundles under Natural Circulation // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2006. – Vol. 43. – N 6. – PP. 623634.
16. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Теплообмен при кипении жидкого металла в системе каналов в режиме естественной циркуляции. // Теплоэнергетика. – 2007. – №3. – С. 4351.
17. Волков А.В., Кузнецов И.А. Усовершенствованная модель кипения натрия для анализа ава рий в быстром реакторе. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2006. – №2. – С. 101111.
18. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Кузнецов И.А. и др. Исследование влияния натриевого пус тотного эффекта реактивности на техникоэкономические характеристики и безопасность пер спективного быстрого реактора. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4, – С. 230236.
19. Хафизов Р.Р. Иванов Е.Ф., Привезенцев В.В., Сорокин А.П. Вопросы экспериментального моделирования процесса кипения натрия в модели ТВС быстрого реактора в аварийных режи мах. // Тезисы докладов и сообщений XIV Минского международного форума по тепломассо обмену. – Минск: 2012. – Т. 2. – Ч. 1. – С. 374375.
20. Seiler J.M., Juhel D., Dufour Ph. Sodium boiling stabilization in a fast breeder subassembly during an unprotected loss of flow accident. // Nuclear Engineering and Design. – 2010. – Vol. 240. – pp. 33293335.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте