Экспериментальные исследования теплообмена при кипении натрия в модели ТВС в обоснование безопасности перспективного реактора на быстрых нейтронах

23.10.2015 2015 - №03 Теплофизика и теплогидравлика

Р.Р. Хафизов В.М. Поплавский В.И. Рачков А.П. Сорокин Ю.М. Ашурко А.В. Волков Е.Ф. Иванов В.В. Привезенцев

https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.09

Численное моделирование развития аварийной ситуации типа ULOF в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненное с использованием кода COREMELT, указывает на возникновение и развитие кипения натрия в активной зоне, сопровождающееся колебаниями технологических параметров реакторной установки. Существенное влияние на результаты расчетов оказывает используемая в коде модель двухфазного потока теплоносителя, которая требует экспериментального подтверждения. Для исключения развития аварийной ситуации, приводящей к разрушению элементов активной зоны, предложено конструктивное решение, заключающееся в использовании «натриевой полости» над активной зоной реактора. В результате проведенных экспериментальных исследований теплообмена при кипении натрия в модельной тепловыделяющей сборке реактора на быстрых нейтронах с «натриевой полостью» на стенде АР-1 в режиме естественной циркуляции показано, что существует возможность обеспечения длительного охлаждения ТВС. Представлена картограмма режимов течения двухфазного потока жидкометаллических теплоносителей в сборках твэлов, приведены и анализируются данные по теплоотдаче при кипении ЖМТ в ТВС. Полученные данные используются для уточнения расчетной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчетного кода COREMELT.

Ссылки

1. Багдасаров Ю.Е., Кузнецов И.А. Расчетные исследования нестационарных и аварийных режимов работы и их роль в обеспечении безопасности // Атомная энергия. – 1982. – Т. 52. – Вып. 1. – С. 3-10.
2. 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.
3. Ашурко Ю.М., Андреева К.А., Бурьевский И.В. и др. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №3. – С. 5-13.
4. Haga K. Loss of flow experiment in a 37 pin bundle LMRBR Fuel assembly // Nuclear Engineering and Design. 1984. Vol. 82. – PP. 305-318.
5. Yamaguchi K. Flow pattern and dryout under sodium boiling conditions at decay power levels // Nuclear Engineering and Design. 1987. Vol. 99. N 3. – PP. 247-263.
6. 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.
7. Gnatt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.F. Sodium boiling experiments in the THORS Facility // Nuclear Engineering and Design. 1984. V. 82. – P. 241-280.
8. Seiler J.M. Studies on sodium boiling phenomena in out-of-pile rod bundles for various accidental situation in LMFBR: experiments and interpretations // Nuclear Engineering and Design. 1986. Vol. 82. – PP. 227-239.
9. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Теплообмен при кипении жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора // Атомная энергия. 1999.– Т. 87. – Вып. 5 – С. 337-342.
10. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Расчетно-экспериментальные исследования условий устойчивого теплообмена при возникновении кипения жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1999. – № 2. – С. 59-70.
11. 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.
12. Сорокин Г.А., Ниноката Х., Эндо Х. и др. Экспериментальное и расчетное моделирование теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2005. – №4. – С. 92-106.
13. 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.
14. Хафизов Р.Р., Ашурко Ю.М., Волков А.В и др. Подготовка экспериментального стенда АР-1 и экспериментальной модели к проведению исследований кипения натрия в модели ТВС в обоснование безопасности быстрого реактора нового поколения // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №1. – С. 77-87.
15. Зейгарник Ю.А., Литвинов В.Д. Кипение щелочных металлов в каналах. М.: Наука, 1983.
16. Боришанский В.М., Кутателадзе С.С., Новиков И.И., Федынский О.С. Жидкометаллические теплоносители. – М.: Атомиздат, 1976.

реактор на быстрых нейтронах натрий модель тепловыделяющей сборки экспериментальные исследования кипение картограмма режимов течения двухфазного потока теплоотдача

Ссылка для цитирования статьи: Хафизов Р.Р., Поплавский В.М., Рачков В.И., Сорокин А.П., Ашурко Ю.М., Волков А.В., Иванов Е.Ф., Привезенцев В.В. Экспериментальные исследования теплообмена при кипении натрия в модели ТВС в обоснование безопасности перспективного реактора на быстрых нейтронах. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – № 3. – С. 85-96. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2015.3.09 .