Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

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

29.05.2014 2014 - №01 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

Р.Р. Хафизов Ю.М. Ашурко А.В. Волков Е.Ф. Иванов В.В. Привезенцев А.П. Сорокин В.В. Кумской

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.1.05

УДК: 621.039.526.034+621.039.546.8:536.26

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. 319-330.
  2. Рачков В.И. Атомная энергетика как важнейший фактор устойчивого развития России в ХХI в. // Энергосбережение и водоподготовка. – 2006. – №6. – С. 2-4.
  3. Рачков В.И., Поплавский В.М., Цибуля А.М. и др. Концепция перспективного энергоблока с быстрым натриевым реактором БН-1200. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 201-205.
  4. Kikuchi Y., Haga K. Sodium boiling experiments in a 19-pin bundle under loss-of-flow conditions // Nuclear Engineering and Design. – 1981. – Vol. 66. – PP. 357-366.
  5. Haga K. Loss-of-flow experiment in a 37-pin bundle LMFBR fuel assembly // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 305-318.
  6. Yamaguchi K. Flow pattern and dryout under sodium boiling conditions at decay power levels // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – Vol. 99. – PP. 247-263.
  7. Huber F., Kaiser A., Mattes K. and Peppler W. Steady state and transient sodium boiling experiments in a 37-pin bundle // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – Vol. 100. – PP. 377-386.
  8. Huber F., Peppler W. Boiling and dryout behind local blockages in sodium cooled rod bundles // Nuclear engineering and design. – 1984. –Vol. 82. – PP. 341-363.
  9. Kaiser A., Peppler W. Flow rundown experiments in a seven pin bundle // Nuclear Engineering and Design. – 1977. – Vol. 43. – PP. 273-283.
  10. Kaiser A., Huber F. Sodium boiling experiments at low power under natural convection conditions // Nuclear Engineering and Design. – 1987. –Vol. 100. – PP. 367-376.
  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. 241-280.
  12. Seiler J.M. Studies on sodium boiling phenomena in out-of-pile rod bundles for various accidental situations in LMFBR: experiments and interpretations // Nuclear Engineering and Design. – 1984. – Vol. 82. – PP. 227-239.
  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. 241-280.
  14. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. // Теплоэнергетика. –2003. – №3. – С. 20-26.
  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. 623-634.
  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. 43-51.
  17. Волков А.В., Кузнецов И.А. Усовершенствованная модель кипения натрия для анализа аварий в быстром реакторе. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2006. – №2. – С. 101-111.
  18. Поплавский В.М., Матвеев В.И., Кузнецов И.А. и др. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на технико-экономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4, – С. 230-236.
  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 режимах. // Тезисы докладов и сообщений XIV Минского международного форума по тепломассообмену. – Минск: 2012. – Т. 2. – Ч. 1. – С. 374-375.
  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. 3329-3335.

быстрый реактор активная зона натрий натриевый пустотный эффект реактивности авария кипение экспериментальные исследования модель ТВС программа исследований