Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Моделирование естественной циркуляции для анализа внутренней самозащищенности быстрых натриевых реакторов

02.10.2016 2016 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

А.С. Бочкарев П.Н. Алексеев А.С. Корсун В.С. Харитонов

УДК: 621.039

Обсуждаются разработанные интегральные одномерные модели теплогидравлических процессов, обеспечивающих отвод остаточного тепловыделения в реакторе типа БН. Выполнен анализ допущений и ограничений одномерных уравнений нестационарной естественной конвекции в замкнутых контурах. Показано удовлетворительное согласие расчетных значений температур и расхода натрия первого контура при потере теплосъема и принудительной циркуляции теплоносителя первого контура с результатами расчетного бенчмарк-эксперимента на реакторе PHENIX. Модель позволяет оценить влияние основных теплофизических, геометрических параметров, а также различных технических решений на эффективность пассивного отвода тепла посредством естественной конвекции теплоносителя, устанавливающейся в баке реактора и в промежуточном контуре системы аварийного отвода тепла, а также теплопередачи через корпус реактора. Модель включена в состав комплексного алгоритма оценки уровня внутренней самозащищенности перспективных быстрых реакторов и служит, главным образом, для того, чтобы на начальной стадии концептуального проектирования разработать рекомендации и требования к параметрам оборудования реактора, способствующие повышению его внутренней самозащищенности. Модель будет использована для определения набора количественных теплогидравлических критериев, влияющих на динамику протекания переходных аварийных процессов, приводящих к возможному нарушению целостности барьеров безопасности реактора, и для формулировки ограничений на выработанные критерии, при соблюдении которых требование целостности барьеров безопасности выполняется для любой комбинации исходных событий, инициирующих аварию.

Ссылки

  1. Алексеев П.Н., Асмолов В.Г., Гагаринский А.Ю., Кухаркин Н.Е., Семченков Ю.М., Сидоренко В.А., Субботин С.А., Цибульский В.Ф., Штромбах Я.И. О стратегии ядерной энергетики России до 2050 года. Доклад на VIII Международной научно-техническая конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» МНТК-2012. Москва, 2012.
  2. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-8815, НП-001-15. – М.: Энергоатомиздат, 2015. – 30 с.
  3. Гордон Б.Г., Пискунова Н.А. О рекомендациях по повышению самозащищенности ядерных реакторов. // Атомная энергия. – 2011. – Т. 110. – Вып. 2. – С. 117–119.
  4. Tanju S. A review of inherent safety characteristics of metal alloy sodium-cooled fast reactor fuel against postulated accidents. // Nuclear Engineering and Technology. – 2015. – Vol. 47. – № 3. – PP. 227-239.
  5. Burgazzi L. Analysis of solutions for passively activated safety shutdown devices for SFR. // Nuclear Engineering and Design. – 2013. – Vol. 260. – PP. 47–53.
  6. 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. – C.5-14.
  7. Alekseev P., Delpech M., Ilyin D. Improvement of the Safety Potential for the Lead-Cooled Fast Reactors. Proc. of Conf. on Design and Safety of Advanced Nucl. Power Plants, Tokyo, Japan. – 1992. – P.9.
  8. Алексеев П.Н., Бочкарев А.С. Потенциал внутренней самозащищенности реактора. // Ядерная физика и инжиниринг. – 2013. – Т. 4. – № 5. – С. 1–5.
  9. Stauff N.E., Buiron L., Fontaine B., Rimpault G. Methodology for Designing a Sodium-Cooled Fast Reactor with Inherent Safety. // Nuclear Technology. – 2013. – Vol. 181. – No. 2. – PP. 241-250.
  10. Gandini A., Salvatores M., Slessarev I. Balance of Power in ADS Operation and Safety. // Annals of Nuclear Energy. – 1999. – Vol. 27. – No. 1. – P. 71.
  11. Qvist S. Optimizing the Design of Small Fast Spectrum Battery-Type Nuclear Reactors. // Energies. – 2014. – No. 7. – PP. 4910-4937.
  12. Wade, D.C., Chang, Y.I. The integral fast reactor (IFR) concept: Physics of operation and safety. In Proceedings of the International Topical Meeting on Advances in Reactor Physics Mathematics and Computation, Paris, France, 27 April 1987.
  13. Chen X., Suzuki T., Matzerath Boccaccini C. et al. Steady-State and Transient Analyses for ADT’s (Fertile-free Fuels) Domain IV. Technical Meeting on the CRP: ‘Studies of Advanced Reactor Technology Options for Effective Incineration of Radioactive Waste Hefei, October 22–26, 2004.
  14. Кузьмин А.М. Коэффициенты реактивности и асимптотический анализ безопасности. – М.: МИФИ, 1997. – 60 с.
  15. Kuznetsov I.A., Bagdasarov Yu.E., Ashurko Yu.M. Role of fast reactor physical characteristics in limiting the consequences of hypothetical accidents. // Atomic Energy. – 1983. – Vol. 54. – No. 2. – PP. 103-108.
  16. Слеттери Дж.С. Теория переноса импульса, энергии и массы в сплошных средах. – М.: Энергия. – 1978. – 124 c.
  17. Алексеев П.Н., Бочкарев А.С., Корсун А.С., Харитонов В.С. Моделирование теплогидравлических процессов в системах пассивного отвода тепла в быстрых натриевых реакторах. // Вестник Национального исследовательского ядерного университета МИФИ. – 2014. – Т. 3. – № 3. – С. 362.
  18. Subhash Ch. Safety aspects of intermediate heat transport and decay heat removal systems of sodium-cooled fast reactors. // Nuclear Engineering and Technology. –2015. – Vol. 47. – No. 3. – PP. 260-266.
  19. Kazumi A. et al. A summary of sodium-cooled fast reactor development. // Progress in Nuclear Energy. – 2014. – Vol. 77. – PP. 247-265.
  20. Зарюгин Д. Г. и др. Расчетно-экспериментальное обоснование проектной системы аварийного отвода тепла БН-1200. // Атомная энергия. – 2014. – № 4. – С. 222-228.
  21. Митенков Ф.М., Новинский Э.Г., Будов В.М. Главные циркуляционные насосы АЭС. – М.: Энергоатомиздат. – 1989. – 376 с.
  22. Benchmark Analyses on the Natural Circulation Test Performed During the PHENIX End-of-Life Experiments. IAEA-TECDOC-1703, IAEA. – 2013. – 169 p.

БР БН PHINX быстрый реактор САОТ самозащищенность отвод остаточного тепловыделения внутренняя самозащищенность естественная циркуляция насос