Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Анализ процессов массопереноса в реакторе при аварии с течью теплоносителя

23.03.2018 2018 - №01 Безопасность, надежность и диагностика ЯЭУ

А.В. Куликов А.Н. Лепехин В.И. Полуничев

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2018.1.12

УДК: 621.039.586

Цель работы – оптимизация параметров системы проливки, имеющей в своем составе гидроаккумулятор с газом под давлением, для судового водо-водяного реактора в авариях с течью теплоносителя. При сохранении заданного объема гидроаккумулятора оптимизировались соотношение воды и газа в гидроаккумуляторе и гидравлическое сопротивление трассы между гидроаккумулятором и реактором.

Для описания основных динамических процессов использовалась математическая модель и выполнялся расчетный анализ. Реализована серия численных расчетов для моделирования динамики поведения уровня теплоносителя в реакторе в ходе аварии при варьировании тех параметров, по которым производилась оптимизация. Получены оценки минимального и максимального значений уровня теплоносителя в зависимости от исходного соотношения воды и газа в гидроаккумуляторе при различных диаметрах сужающего устройства на трассе между гидроаккумулятором и реактором. Результаты получены с учетом ограничительных условий, требующих, чтобы в ходе проливки уровень теплоносителя оставался выше активной зоны и ниже патрубка истечения. Первое условие соответствует нахождению активной зоны в безопасном состоянии, второе – исключению водяного истечения теплоносителя. Целевой функцией оптимизации служило достижение максимального интервала времени, в котором данные условия одновременно выполняются.

Предложена методика выбора оптимальных параметров системы проливки, позволяющих обеспечить в авариях с течью теплоносителя максимальное время нахождения активной зоны в безопасном состоянии при заданном объеме гидроаккумулятора. Методика позволяет проводить оценки начиная с ранних стадий проектирования реакторной установки.

Ссылки

  1. Innovative Small and Medium Sized Reactors: Design Features, Safety Approaches and R&D Trends. Final report of a technical meeting held in Vienna, 7-11 June 2004. IAEA-TECDOC-1451. IAEA, Vienna, 2005.
  2. Зверев Д.Л., Пахомов А.Н., Полуничев В.И., Вешняков К.Б., Кабин С.В. Реакторная установка нового поколения РИТМ-200 для перспективного атомного ледокола // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 6. – С. 323-328.
  3. Фадеев Ю.П., Беляев В.М., Пахомов А.Н., Полуничев В.И., Вешняков К.Б., Турусов А.Ю., Воробьев В.М. РУ повышенной мощности для ледоколов. IV Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (Москва, 27-30 сентября 2016 г.) (IV МНТК НИКИЭТ-2016): сб. докладов. – М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2016. – Т.1. – С. 577-581
  4. Kuul V.S., Samoilov O.B., Falkov A.A. VPBER-600 Integral reactor thermohydraulic study during LOCAs. NURETH-5. Proc.Int.Top.Meet on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics, Salt Lake City, Utah, USA, September 21-24, 1992.
  5. Воробьева М.В., Гусев А.С., Лепехин А.Н., Морозов О.А. Расчетный анализ безопасности реакторной установки плавучей атомной станции в г. Северодвинске с использованием кода улучшенной оценки RELAP5/mod3.2. / Сб. докл. VII Межд. молодежной научно-техн. конф. «Будущее технической науки». (16 мая 2008 г., Нижний Новгород). – Нижний Новгород: НГТУ им. Р.Е.Алексеева, 2008. – С. 189-190.
  6. Лепехин А.Н., Воробьева М.В., Гусев А.С. Анализ безопасности реакторной установки КЛТ-40С для плавучей атомной теплоэлектростанции малой мощности в авариях с потерей теплоносителя 1 контура: тезисы доклада / Сб. докл. VIII Научно-техн. конф. «Молодежь в науке» (10-12 ноября 2009 г.; Саров). – Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2010. – С. 16-24.
  7. Воробьева М.В., Факеев А.А., Садовников А.В., Лепехин А.Н. Анализ безопасности РУ атомного лихтеровоза «Севморпуть» в авариях LOCA в обоснование продления срока эксплуатации // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: рецензируемый научно-технический сборник / ФЯО ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» (Сосновый Бор). – СПб.: ООО «Издательство ВВМ», 2016. – № 2 (4). – С. 8-23.
  8. Лепехин А.Н., Гусев А.С., Швецов Ю.К., Соколов А.Н. Анализ аварий c потерей теплоносителя по кодам КОРСАР/BR и RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4 на установке РИТМ-200 при подключении пассивных систем безопасности // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок: рецензируемый научно-технический сборник / ФЯО ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова» (Сосновый Бор). – СПб.: ООО «Издательство ВВМ», 2017. - № 1 (7). – С. 29-40.
  9. Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. – М.: Машиностроение, 1990. – 672с.
  10. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. – М.: Атомиздат, 1968. – 484 с.
  11. Ривкин С.Л., Александpов А.А. Теплофизические свойства воды и водяного пара. – М.: Энергия, 1980. – 424 с.
  12. Thermophysical properties database of material for Light Water Reactors and Heavy Water Reactors. Final report of a coordinated research project 1999–2005. IAEA-TECDOC-1496. IAEA, Vienna, 2006
  13. RELAP5/mod3. Сode Manual. Idaho National Engineering Laboratory, June 1995, NUREG/CR 5535 V1-V5.
  14. Мигров Ю.А., Волкова С.Н., Юдов Ю.В., Данилов И.Г., Коротаев В.Г., Кутьин В.В., Бондарчик Б.Р., Бенедиктов Д.В. КОРСАР – теплогидравлический код нового поколения для обоснования безопасности АЭС с ВВЭР // Теплоэнергетика – 2001. – №9. С.36-43.

авария течь теплоносителя уровень теплоносителя активная зона безопасное состояние оптимизация система проливки реактор гидроаккумулятор расчетный анализ