Универсальная система пассивного отвода тепла от активной зоны исследовательского реактора

В журнале «Nuclear Technology & Radiation Protection» [1] представлены материалы по результатам анализа универсальной системы охлаждения активной зоны исследовательских реакторов, построенной на пассивном принципе естественной конвекции теплоносителя. Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки и показаны примеры численной оценки переходных процессов при работе контура охлаждения в нормальном и аварийных режимах для обоснования возможности использования такой системы охлаждения в исследовательских реакторах малой и средней мощности.
Принципиальной особенностью предлагаемой пассивной системы является отсутствие в контуре охлаждения не только активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, но и пассивных элементов с движущимися частями, таких как обратный клапан. Контур охлаждения включает в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменник. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказов оборудования и повысить надежность функционирования системы охлаждения при снижении ее стоимости. Универсальность предлагаемой системы позволяет использовать ее для широкого спектра разрабатываемых типовых реакторных установок различной мощности, предназначенных для исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.

В настоящее время во всем мире работает около 240 исследовательских реакторов, еще около 360 уже было остановлено и выведено из эксплуатации. Одной из причин тенденции сокращения количества действующих в мире исследовательских ядерных реакторов (ИЯР), проявившейся в последние десятилетия, стали не только серьезные аварии на АЭС, но и связанные с инцидентами повышение требований к техническому уровню безопасности реакторных установок и квалификации персонала.

Однако в последние годы интерес к созданию новых исследовательских реакторов стал возрастать, что связано с развитием ядерных технологий и стремлением развивающихся стран иметь свои Национальные центры ядерных исследований.

Потребность в безопасных, простых и надежных исследовательских реакторах побуждает разработчиков искать оптимальные и конкурентоспособные конструкторские решения, обеспечивать широкий круг исследований по направлениям [2]:

— ядерная физика,

— физика твёрдого тела,

— радиационное материаловедение,

— нейтронно-активационный анализ вещества,

— нейтронная радиография различных изделий,

— радиационное легирование кремния,

— производство изотопов для медицинских промышленных целей и т.д.

ИР могут быть использованы как учебные установки и источники нейтронов для каналов нейтронной терапии.

Одними из важнейших систем исследовательских ядерных реакторов, влияющих на его нейтронно-физические характеристики, безопасность и стоимость, являются системы, обеспечивающие надежный отвод тепла от активной зоны как в режиме нормальной эксплуатации, так и при возможных аварийных ситуациях. С повышением требований безопасности к ядерным установкам после серьезных аварий на АЭС существенно увеличилась сложность и разветвленность как систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации. Это стало причиной резкого увеличения количества рассматриваемых возможных отказов элементов, приводящих к аварийным ситуациям и повышению сложности проводимого анализа для обоснования безопасности таких установок.

Создание простых, безопасных и надежных исследовательских реакторных установок с хорошими эксплуатационными характеристиками в немалой степени зависит от оптимизации систем теплоотвода. Проектирование таких установок должно проводиться с учетом всех неблагоприятных природных и техногенных факторов уязвимости (сейсмичность, отсутствие надежных систем электроснабжения и т.д.) а так же необходимо принять во внимание возможную недостаточную квалификацию персонала, обуславливающую возможные ошибки при управлении реакторными установками.

Так же важным фактором конкурентоспособности проекта является стоимость реакторной установки и эксплуатационные затраты на ее обслуживание и планово-предупредительный ремонт.

2. Соответствие предложенной концепции реакторной установки принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов

2.1 Надежность

2.1.1 Использование технических решений и оборудования, проверенных в ходе эксплуатации реакторов

Естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя может использоваться в реакторных установках в качестве системы нормальной эксплуатации, как в энергетических реакторах (ВК-50), так и в исследовательских реакторах, (ИР-100), но обычно ее применяют лишь для расхолаживания активных зон после остановки реактора.

Физические основы механизма естественной циркуляции жидких и газовых сред просты и надежны. Современные расчетные коды позволяют с достаточной точностью оценивать динамические процессы развития естественной циркуляции даже в сложных контурах. Кроме того, накоплен большой опыт создания систем, использующих естественную циркуляцию, как с кипением теплоносителя, так и без него.

Использование в контуре охлаждения только оборудования с пассивным принципом функционирования без механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды, теплообменник) обеспечивает высокую надежность всей системы [3].

2.1.2 Выбор расхода теплоносителя и перепада давления на активной зоне, обеспечивающий запас до температуры начала кипения и/или запас кризиса теплоотдачи, а также допустимое значение показателя теплотехнической надежности

Заданная регламентом динамика подъема тепловой мощности в активной зоне с учетом гидравлического сопротивления контура циркуляции позволяет надежно обеспечить требуемый запас до температуры начала кипения и/или кризиса теплоотдачи.

Устойчивость процесса циркуляции при подъемном движении теплоносителя в активной зоне обеспечивает высокую теплотехническую надежность даже при отклонениях от регламента выхода на мощность, приводящего к интенсивному кипению на оболочках твэлов. При этом происходит интенсификация циркуляции теплоносителя в контуре за счет уменьшения средней плотности теплоносителя на подъемном участке, что приводит к увеличению движущего напора EЦ, и, соответственно, увеличению расхода теплоносителя через активную зону и возвращению к нормальному теплогидравлическому режиму охлаждения активной зоны реактора, если мощность реактора не превышает предела нормальной эксплуатации. Следует отметить, что при выполнении требования к активной зоне по обеспечению естественной самозащищенности (отрицательность «пустотного» эффекта реактивности), кипение теплоносителя в активной зоне приводит к внесению отрицательной реактивности и снижению тепловой мощности.

Таким образом, заложенные в принципы функционирования исследовательской реакторной установки естественные процессы позволяют обеспечить высокие показатели теплотехнической надежности и безопасность эксплуатации.

2.2 Безопасность

2.2.1 Размещение активной зоны под большим уровнем воды

Высокий уровень воды над активной зоной в корпусе реактора обеспечивают радиационную защиту персонала при транспортно-перегрузочных операциях.

2.2.2 Обеспечение сохранения залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах

Размещение трубопровода реактора в условно герметичном вертикальном канале позволяет обеспечить повышенный уровень воды над активной зоной при аварийных ситуациях с разрывом циркуляционных трубопроводов. Этот канал дает возможность для контроля, сбора, а также частичного возврата протечек воды в первый контур охлаждения. В [1] показано, что повышение температуры насыщения теплоносителя в активной зоне при авариях LOCA за счет увеличенного гидростатического давления создает условия для безопасного расхолаживания топливных сборок при быстрой разгерметизации любых трубопроводов первого контура во время работы реактора на мощности.

2.2.3 Отсутствие поверхностного кипения на твэлах и элементах активной зоны

Отсутствие пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементах активной зоны при нормальном режиме работы достигается обеспечением высокой эффективности естественной циркуляции за счет малого гидравлического сопротивления контура в целом и большой разности в гидростатическом напоре на подъёмном и опускном участках, создающей движущий напор ЕЦ. Эта разность пропорциональна высоте контура естественной циркуляции и разности средних плотностей теплоносителя на подъёмном и опускном участках. Увеличение подогрева теплоносителя в активной зоне и интенсивный теплоотвод от теплоносителя в верхней части контура циркуляции приводит к увеличению этой разности средних плотностей и интенсификации ЕЦ.

Соблюдение регламента по скорости вывода реактора на номинальный уровень мощности и ограничение по мощности позволяют выполнить требование по отсутствию пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементов активной зоны, если это требование имеется (например, для твэлов с алюминиевыми оболочками и матрицей). Но это требование не обязательно, если материалы оболочек твэлов выполнены, например, из стали и нормативные параметры водно-химического режима теплоносителя допускают наличие поверхностного кипения на поверхности максимально теплонапряженных твэлов, как это происходит, например, в ИР СМ-3 [5].

2.2.4 Пассивность системы безопасности

Важным фактором безопасности реактора с естественной циркуляцией является то, что все системы, обеспечивающие теплоотвод как в режиме нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах, являются полностью пассивными и не зависят от электроснабжения. Эта особенность является главной отличительной чертой предложенной концепции исследовательского ядерного реактора, и наряду с наличием отрицательных обратных связей по реактивности и достаточной эффективностью рабочих органов системы управления и защиты, создает условия обеспечения максимального уровня безопасности и надежности рассматриваемых реакторов.

2.2.5 Гибкость

Универсальность системы охлаждения обеспечивает возможность реализации различных компоновок активной зоны реактора при выбранном диаметре корпуса и типовом оборудовании первого контура, рассчитанном на отвод тепла при заданной мощности. Возможность варьирования количества и расположения вертикальных экспериментальных каналов определяется расположением отверстий на крышке реактора, и в случае перехода на принципиально новую компоновку активной зоны можно будет заменить только крышку реактора и опорную плиту под активной зоной в соответствии с новыми требованиями.

Однако количество, размеры и расположение горизонтальных каналов должно определяться заранее, еще на стадии разработки реакторной установки, так как в соответствии с их назначением и геометрией изготавливается корпус реактора и формируется пространство вокруг корпуса реактора, включающее биологическую защиту, горизонтальные каналы и технологические помещения для работы с ними.

2.2.6 Эффективность

В работе [2] в качестве показателей эффективности ИР предлагается использовать следующие критерии:

— высокий уровень плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах реактора;

— глубокое выгорание топлива в выгружаемых сборках;

— высокое «качество реактора» по тепловым нейтронам;

— многообразие экспериментальных объемов.

В предложенной концепции высокая эффективность ИР обуславливается следующими показателями: для рассмотренной в [1] конструкции активной зоны (аналогичной СМ-3) максимальная плотность нейтронного потока при тепловой мощности 10 МВт достигает 5×10¹⁴ см^-2с^-1; среднее выгорание по ²³⁵U в выгружаемых ТВС 35%, имеется большое количество экспериментальных и облучательных объемов в центральной ловушке и в бериллиевом отражателе.

2.3 Простота

Предельная простота контура циркуляции обеспечивают удобство обслуживания реактора и отсутствие необходимости в проведении планово-предупредительного ремонта сложного оборудования системы охлаждения реактора (насосы, запорно-регулирующая арматура, обратные клапаны и т.д.) из-за их отсутствия.

2.4 Возможность создания универсального контура охлаждения для ядерных исследовательских установок

Ориентированность системы охлаждения реакторной установки на отвод тепла заданной мощности позволяет её использовать в качестве универсальной системы для реакторных установок различного назначения с идентичной тепловой мощностью. Активная зона реактора формируется исходя из поставленных задач и может легко трансформироваться при изменении направлений научно-технической деятельности на реакторной установке.

При использовании конструкции реактора с разделителем потока в корпусе (несущей обечайкой), в нижней части которого плотно устанавливается съёмная опорная плита, рассчитанная на фиксированную установку конструктивных элементов активной зоны и отражателя, можно легко и кардинально менять вид активной зоны, тип ТВС, облучательные объемы и органы регулирования, если одновременно заменить крышку на корпусе реактора с установленными не ней устройствами и оборудованием под новую активную зону (Рисунок 1).

Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических исследовательских реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.

3. Пример применения предложенной концепции пассивного охлаждения для корпусного исследовательского реактора с активной зоной ловушечного типа

3.1 Описание корпусного реактора с естественной циркуляции

Для демонстрации потенциальных параметров исследовательской реакторной установки с системой пассивного отвода тепла рассматривается корпусная установка, эскиз трехмерной модели которой приведен на Рисунке 1.

Рисунок 1 Трехмерная модель исследовательской реакторнй установки мощностью 10 МВт с отводом тепла естественной конвекцией

В качестве возможной конструкции активной зоны рассматривается компоновка, аналогичная активной зоне корпусного реактора ловушечного типа СМ-3 [4], расположенного в Димитровграде – Рисунок 2. Основные параметры этого реактора приведены в Таблице 1. Отличие рассматриваемой активной зоны от прототипа состоит в том, что мощность реактора снижена со 100 до 10 МВт и отсутствует гидропрофилирование ячеек с рабочими ТВС.

1 – облучательные ячейки в нейтронной ловушке; 2 — бериллиевая вставка; 3 — бериллиевые блоки отражателя; 4 — центральный компенсирующий орган; 5 – экспериментальные каналы в отражателе; 6 — регулирующий стержень; 7 — ячейки с ТВС; 8 – стержни аварийной защиты; 9 – компенсирующий орган

Рисунок 2 Активная зона реактора СМ-3

Таблица 1. Основные параметры рассматриваемого реактора с естественной циркуляцией теплоносителя

Характеристики реактора	Значение
Тип реактора	Реактор с водяным охлаждением под давлением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой
Выходная мощность, МВт	10
Максимальная плотность нейтронного потока, см^-2с^-1	5×10^14
Топливо	Диоксид урана, 90% обогащение по U-235
Геометрия активной зоны	Квадратная форма с нейтронной ловушкой в центре
Внешние размеры активной зоны, мм	420x420
Количество ячеек для топливных сборок	32
Высота активной зоны, мм	350
Теплоноситель	Легкая вода
Расход теплоносителя, [м3 / ч]	330
Температура на входе в ТВС, [° C]	100
Давление на выходе из активной зоны, [Па]	3.0 ×10^6
Гидравлический диаметр циркуляционных трубопроводов [мм]	350
Высота контура естественной циркуляции [м]	44

Как показывают приведенные расчетные оценки, для предлагаемого корпусного реактора, использующего естественную циркуляцию в первом контуре, в центральной замедляющей полости активной зоны может быть достигнут уровень плотности потока нейтронов до 5×10¹⁴ 1/(см²с) без применения циркуляционных насосов и запорно-регулирующей арматуры в контуре охлаждения. При разгерметизации циркуляционных трубопроводов или теплообменника функцию аварийного охлаждения реактора берут на себя компенсаторы давления, выполняющие одновременно функцию баков САОР с холодной водой. Схема пассивного контура охлаждения с пассивной системой водоочистки с подводящим трубопроводом к подзонному пространству приведена на Рисунке 3.

Дублирование системы компенсатор объема — бак САОР обеспечивает залив активной зоны холодной водой при разгерметизации любого трубопровода первого контура. В приведеных далее результатах рассмотрения аварийных ситуаций с разрывом трубопроводов первого контура показана безопасность расхолаживания активной зоны корпусного реактора при авариях LOCA, работающего на мощности 10 МВт.

Figure 3 Схема пассивного контура охлаждения без пассивной системы водоочистки (слева) и с пассивной системой водоочистки(справа)

3.2 Пассивный контур конечного поглотителя тепла с использованием естественной конвекции теплоносителя (конечного поглотителя тепла)

Конечным поглотителем выделенного тепла рассматриваемой реакторной установки может быть либо выпаренная во втором контуре вода (в градирне, открытом резервуаре, брызгальном бассейне), либо циркулирующий атмосферный воздух. В обоих случаях система может функционировать с использованием лишь естественной конвекции конечного поглотителя через теплообменник, что существенно упрощает исследовательскую реакторную установку. Недостатком использования выпаривания воды во втором контуре является необходимость постоянного восполнения потерь, поэтому такую систему нельзя считать полностью пассивной. При тепловой мощности реактора 10 МВт подпитка второго контура водой или дистиллятом должна составлять около 10 т/ч.

При использовании в качестве конечного поглотителя тепла атмосферного воздуха система охлаждения может работать в полностью пассивном режиме. Недостатком такого решения является относительно низкая эффективность теплопередачи от нагретого теплоносителя к воздуху, поэтому воздушные теплообменники имеют существенно большие габариты, чем аналогичные по передаваемой мощности водо-водянные теплообменники. Обычно для этих целей используются сухие градирни (драй-куллеры), оснащенные вентиляторами для циркуляции охлаждающего воздуха, однако в этом случае система охлаждения реактора так же не является полностью пассивной, так как зависит от системы электроснабжения. Представляет интерес оценка параметров воздушного теплообменника при использовании естественной конвекции не только воды в первом контуре, но воздуха во втором контуре, однако в этом случае необходимо обеспечить тягу подогретого воздуха за счет наличия вытяжной трубы.

Для оценки параметров воздушного теплообменника проведено моделирование подогрева воздуха при его похождении через зазоры между металлическими радиаторными пластинами из нержавеющей стали толщиной 1 мм, шириной 125мм и длиной 1100 мм. Расстояние между радиаторными пластинами с отверстиями под трубки с теплоносителем составляет 5 мм, а размер самих трубок — 10 × 0,8 мм. Пластины расположены под углом 45° вплотную друг к другу и образуют зигзагообразную структуру, через которую в вертикальном направлении проходит нагреваемый воздух (Рисунок 4). Основные параметры воздушного теплообменника для принятых параметров реакторной установки показаны в таблице 2. Циркулирующая в трубках вода первого контура передает тепло радиаторным пластинам и охлаждается со 124°С до 100°С Температурное поле в трубках и пластинах теплообменника рассчитывалось в Solid Works / Flow Simulation и приведено на рисунке 4. На рисунках 5–7 показано распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через воздушный теплообменник.

Рисунок 4 Установка воздушного теплообменника в основании вытяжной трубы (а), фрагмент сечения воздушного пластинчатого теплообменника (б) и распределение температуры по радиаторной пластине (с)

Рисунок 5 Распределение температуры воздуха при прохождении через воздушный теплообменник

Рисунок 6 Распределение скорости воздуха, проходящего через воздушный теплообменник

Рисунок 7 Распределение давления воздуха, проходящего через воздушный теплообменник (с учетом гидростатического напора)

Расчетный анализ с использованием SolidWorks / FlowSimulation показал, что для обеспечения отвода тепла конвекцией воздуха от водяного теплоносителя исследовательского реактора мощностью 10 МВт достаточно иметь воздушный теплообменник с параметрами, перечисленными выше, и вытяжную трубу высотой 44 м, диаметром от 7 м в основании до 5 м в верхней части (рис. 8, а). Такая вытяжная труба совместно с воздушным теплообменником при температуре окружающего воздуха 20 °С обеспечивает подогрев воздуха на 63 ° С (Рис. 8, г), тягу около 80 Па (рис. 8, б) и скорость циркуляции нагретого воздуха в трубе около 10 м∙с^-1 (рис. 8, в). Массовый расход охлаждающего воздуха в трубе составляет 564 т∙ч^-1.

Таким образом, при создании систем естественной циркуляции теплоносителя первого контура и естественной конвекции охлаждающего теплообменник воздуха можно построить универсальную и полностью пассивную систему отвода тепла от активной зоны исследовательских реакторов, работающих при относительно высокой тепловой мощности.

Рисунок 8 Система охлаждения теплоносителя первого контура реактора с использованием естественной конвекции воздуха

Параметр	Значение
Материал	Нержавеющая сталь
Теплопроводность материала, [Вт м-1, К-1]	16
Передаваемая мощность, [МВт]	10
Поверхность теплообмена, [м2]:
- со стороны воздуха	6608
- со стороны воды	1051
Высота, [м]	0,93
Длина, [м]	10
Ширина, [м]	8,8
Вес (т]	23,4
Расход воды, [т ч:(-1)]	360
Расход воздуха, [т ч:(-1)]	564
Снижение температуры воды, [° С]	24
Подогрев воздуха, [° С]	63
Перепад давления по воздуху, [Па]	20

4. Результаты анализа функционировании ИР мощностью 10 МВт с системой пассивного отвода тепла

Анализ работы систем охлаждения реактора в динамических режимах проводился с использованием RELAP5 [4, 5]. Нодализационная схема контура охлаждения корпусного реактора с активной зоной ловушечного типа, тепловой мощностью 10 МВт и давлением в контуре 3 МПа представлена на Рисунке 4.

3.1 Контур теплоотвода от активной зоны с естественной циркуляцией

Схема реакторной установки включает описание элементов герметичного корпуса диаметром 1,5 м и высотой 7 м, рассчитанного на работу под давлением 3,5 МПа (P-101, Br-12, Br-24), каналы активной зоны с рабочими ТВС, нейтронной ловушкой и обучательных ячеек с тепловыми структурами (P-44, -45,-46,-54,-55,-60,-61) подводящий (холодный) и отводящий (горячий) трубопроводы с внутренним диаметром 350мм (P-190, P-160), воздушный теплообменник с тепловой структурой (Р-165, Р-220), два компенсатора давления, выполняющих также функцию баков САОР подводящими линиями и отсечными клапанами пассивного действия (Br-800, Br-801, P-803, Vel-804, P-422, Br-700, Br-701, P-703, Vel-704, P-442). В тепловых структурах, моделирующих пучки твэлов ТВС в типовых ячейках активной зоны (HS-44, -45, -46, -54, -55), выделены отдельные тепловые структуры, моделирующих максимально теплонапряженные твэлы (HS-144, -145, -146, -154, -155).

Для моделирования работы реактора в нормальном режиме были просчитаны две короткие кампании по 8 часов за двое суток (48 часов). Выход на номинальную мощность 10 МВт проводился равномерно из подкритического состояния в течение одного часа, а глушение реактора производилось кнопкой аварийной зашиты, т.е. с максимальной скоростью снижения мощности. Консервативно остаточное энерговыделение в активной зоне принималось из расчета длительности кампании 10 суток при работе на мощности 10 МВт (Рисунок 5).

Результаты расчета изменения теплогидравлических параметров реакторной установки приведены на графиках Рисунка 6. Как будет показано анализом приведенных графиков, при полностью пассивной работе контура охлаждения не возникает никаких затруднений с отводом тепла от активной зоны при выбранном режиме вывода реактора на мощность (равномерный подъем до 10 МВт за один час) и его остановке. Это показывает высокую надежность и эффективность предлагаемой системы охлаждения реактора и защиту от ошибок персонала из-за невозможности оперативного вмешательства в работу этой системы (кроме изменения параметров давления системы компенсации) вследствие отсутствия запорно-регулирующей арматуры и насосов. При установившемся в контуре охлаждения расходе естественной циркуляции 100 кг/с подогрев на активной зоне составляет 24°С (от 100°С на входе в реактор до 124°С на выходе из него).

Figure 4. Nodalization scheme for the cooling circuit of a Reactor Pressure Vessel with a thermal power of 10 MW

Figure 5 Calculated dynamics of decay of residual energy release in the core

Figure 6 Dynamics of changes in thermal-hydraulic parameters within 48 hours for two campaigns of reactor operation for 8 hours

5. Расчетное моделирование аварийных процессов с использованием RELAP5

5.1 Работа реакторной установки с естественной циркуляцией в аварийных режимах

Предлагаемая к рассмотрению система охлаждения ИР позволяет исключить из рекомендуемого перечня исходных событий для расчетного анализа проектных аварий на ИЯУ несколько важных пунктов из-за отсутствия в системе перечисленного оборудования:

отключение или отказ циркуляционных насосов первого контура;
отказы регулирующей или запорной арматуры (клапана, задвижки, вентиля) первого контура;
отказы оборудования и трубопроводов системы аварийного охлаждения, которые могут влиять на способность системы первого контура охлаждать ядерное топливо;
отключение или отказ насосов второго контура;
отказы регулирующей или запорной арматуры (клапана, задвижки, вентиля) второго контура;
разрыв трубопроводов второго контура.

В этой работе не рассматриваются исходные события, приводящие к введению избыточной реактивности ИЯУ, нарушения при работе с ядерным топливом, природные явления и события техногенного происхождения. Рассмотрение аварийных ситуаций ограничено нарушениями, связанными с работой контура охлаждения ИР, а, именно, с разгерметизацией этого контура:

разрыв главного циркуляционного трубопровода;
разрыв трубопровода компенсатора давления;
отказ или разгерметизвция газовой системы поддержания давления в контуре охлаждения реактора.

Нодализационная схема для анализа развития ситуации с перечисленными исходными событиями, связанными с разрушением трубопроводов контура охлаждения иследовательского реактора, приведена на Fig. 7. Разрыв трубопровода моделируется открытием клапана Vel-756, а помещение, в которое истекает хладоагент, моделируется гидродинамической компонентой P-760. Так как трубопроводы расположены в вертикальном и условно герметичном туннеле, геометрические размеры P-760 соответствуют геометрическим параметрам вертикальной шахты (каньона)

Рисунок 7 Нодализационная схема моделирования аварийных ситуаций с указанием точек разрыва (Vel-756) для циркуляционного трубопровода; трубопровода компенсатора давления – бака САОР; трубопровода газовой системы поддержания давления

5.2 Разрыв главного циркуляционного трубопровода

Предполагается, что все трубопроводы контура охлаждения реактора и трубопроводы от САОР находятся в водонепроницаенмом вертикальном туннеле, который заполняется водой при разрыве трубопровода.

При этом наряду с истечение горячего теплоносителя в туннель происходит частичная замена горячего теплоносителя в сосуде реактора холодным теплоносителем из САОР, что обеспечивает расхолаживание активной зоны при разрыве основного контура естественной циркуляции. Это становится возможным из-за того, что между самими ТВС в активной зоне образуется новый контур естественной циркуляции за счет различия в средней плотности теплоносителя в центральных и периферийных ТВС, вызванным существенным различием в мощности остаточного энерговыделения.

Figure 8 Graphs of changes in the thermal-hydraulic parameters of a reactor with natural circulation of coolant during the destruction of the main circulation pipeline

При анализе в коде RELAP5 принималось, что открытие клапана, моделирующего разрыв подъемного участка трубопровода P-160 в его нижней части происходит за одну секунду, что приводит к течи в разрыв и заполнению водой каньона (Рис 8, a), быстрому снижению давления в контуре охлаждения реактора (Рис 8 , b), временному (менее 1 минуты) перевороту циркуляции в активной зоне (Рис 8, c) и последующему развитию циркуляции между ТВС, при которой в угловых ячейках наблюдается опускное движение, а во всех остальных – подъемное (Рис 8 , d, e). Частично охлажденная в корпусе вода (после опорожнения баков САОР-компенсаторов давления) постепенно прогревается за счет остаточного энерговыделения (Рис 8, f).

Экстраполируя результаты расчета по росту температуры воды в корпусе, можно предположить, что без учета теплоотвода через стенки корпуса реактора и возможной подпитки холодной водой, через 18 часов кипение в реакторе может перейти в объемное, что создаст риск перегрева и разрушения для наиболее теплонапряженных твэлов. С другой стороны, через 12 часов после остановки реактора максимальный тепловой поток с поверхности твэлов спадает до 5 кВт/м² (Рис 8, g), а температура твэлов 135°С (Рис 8, h) близка к температуре кипения воды на глубине 32 м. Столь малый тепловой поток с поверхности оболочек твэлов позволяет предположить о возможности безопасного теплоотвода от ТВС даже в режиме объемного кипения воды в корпусе реактора.

5.3 Разрыв трубопровода от системы аварийного охлаждения реактора (САОР)

В целях обеспечения безопасности расхолаживания реактора при разрыве трубопровода от компенсатора давления-бака САОР, предусмотрен подвод к корпусу реактора двух независимых систем «компенсатор давления-бак САОР». Это обеспечивает принудительную подачу холодной воды в корпус реактора (Рис 9, а) и безопасное расхолаживание активной зоны, даже если один из трубопроводов системы компенсации давления разорвется полным сечением и вся холодная вода из подсоединенного к нему бака будет уходить в помещение (каньон). После разрыва трубопровода к компенсатору давления, через 1 секунду после исходного срабатывает аварийная защита по снижению давления, а основной контур естественной циркуляции прекращает работу из-за попадания газа (расход теплоносителя становится близким к нулю). После этого теплоотвод от твэлов начинает осуществляться только за счет развития естественной циркуляции между рабочими ТВС из-за различия в их мощности остаточного энерговыделения (Рис 9, b, c). Максимальная температура твэлов при этом остается на допустимом уровне (Рис 9, d).

Как видно из результатов проведенного расчетного анализа, при разрыве трубопровода от компенсатора давления обеспечивается теплоотвод от ТВС, позволяющий сохранить герметичность твэлов и безопасное расхолаживание реактора

Рисунок 9 Графики изменения теплогидравлических параметров реакторной установки с естественной циркуляцией при разрыве трубопровода компенсатора давления – бака САОР

5.4 Отказ газовой системы поддержания давления в первом контуре

Еще одним исходным событием, приводящим к созданию предаварийной ситуации на ИЯУ, может стать разгерметизация контура давления или отказ газовой системы поддержания давления в первом контуре. Для анализа этой ситуации выбран разрыв полным сечением трубопровода Dy50, обеспечивающий сброс излишков газа через предохранительный клапан компенсатора давления. В разрыв уходит сначала сжатый газ, а потом холодная вода из разгерметизированной емкости. По сигналу снижения давления в контуре в компенсаторе (Рис 10, a) срабатывает аварийная защита и реактор переводится в подкритическое состояние с быстрым снижением тепловой мощности. Сжатый газ из неповрежденного компенсатора выдавливает холодную воду в корпус реактора, что снижает температуру теплоносителя и предотвращает его вскипание при снижении давления. Циркуляция теплоносителя при этом сохраняется, но уменьшается разность температуры теплоносителя на опускном и подъемном участках ( Рис 10, b), что приводит к снижению гидрастатического напора ЕЦ и снижению массового расхода и скорости теплоносителя в контуре (Рис 10, c,d). Температура теплоносителя в контуре и максимальная температура твэлов в ячейках активной зоны реактора при рассматриваемой ситуации плавно снижаются (Рис 10, e,f) обеспечивая безопасный режим расхолаживания реакторной установки.0

Figure 10 Graphs of changes in the thermal-hydraulic parameters of the reactor cooling system with natural circulation at rupture of the pipeline of the safety valve of the P-AIS system

5.5 Результаты рассмотрения аварийных ситуаций, связанных с нарушениями работы систем охлаждения ИЯР

По результатам представленного расчетного анализа развития возможных аварийных ситуаций, связанных с нарушениями работы контура охлаждения ИР с естественной циркуляций, можно сделать вывод о том, что несмотря на минимальное количество и простоту используемого оборудования, обеспечивается высокая степень надежности расхолаживания активной зоны при разгерметизации.

Наиболее опасным местом разгерметизации первого контура с точки зрения воздействия на окружающую среду является воздушный теплообменник, так как он непосредственно контактирует с атмосферным воздухом. Для локализации при этой аварийной ситуации может быть предусмотрена система, при которой с появлениями признаков локализации (повышение активности в вытяжной трубе) производится быстрое затопление теплообменника из специального бака (Рисунок 11 и Рисунок 12).

Излишек теплоносителя при превышении необходимого уровня затопления сливается в бак ЖРО. Одновременно с подачей воды на затопление теплообменника сбрасывается давление в компенсаторах до атмосферного, после чего уровень залива воды теплообменниках и уровень воды в компенсаторах уравнивается. При это сохраняется штатный режим работы основного контура естественной циркуляции, а остаточное тепловыделение активной зоны без проблем передается воде, окружающей теплообменник, и далее происходит медленное испарение этой воды, которое компенсируется периодической подпиткой из бака.

Рисунок 11 Схема локализации аварии с разрывом теплообменника в состоянии готовности

Рисунок 12 Схема локализации аварии с разрывом теплообменника после срабатывания

6. Проведение перегрузочных работ на реакторе

Проведение перегрузочных работ с частичной заменой выгоревших ОТВС на реакторе производится 2-3 раза в год как с разгерметизацией первого контура, так и без нее. Так как в корпусе реактора имеются ячейки со свежими ТВС, частичная замена ОТВС при перегрузке активной зоны может производиться с использованием перегрузочной машины или вручную, применяя видеокамеры для контроля процесса. Если же «свежих» ТВС в ячейках хранения в корпусе реактора больше нет, то необходимо произвести замену ТВС со снятием крышки реактора. Для этого необходимо снизить уровень теплоносителя в контуре с дренированием его в монжус, где он временно хранится на время перегрузочных работ. После понижения уровня теплоносителя в первом контуре ниже крышки и снятия этой крышки, производится перегрузка ТВС и облучательных устройств. Эти работы могут проводиться через 2…7 суток после остановки реактора, когда остаточное энерговыделение в активной зоне снизится до уровня 20…40 кВт и конвективный теплоотвод от корпуса реактора и теплоотвод испарением с открытой поверхности воды будут достаточны для того, чтобы отказаться от специального контура расхолаживания.

В случае, если есть необходимость того, чтобы перегрузочные работы на реакторе проводились без задержек по времени, (например, наработка Mo-99), можно предусмотреть специальный бассейн, благодаря которому все перегрузочные и транспортные операции по передаче облучательных устройств или ТВС в горячие камеры будут проводиться под водой
(Рисунок 13), что обеспечит безопасное охлаждение всех выгруженных из реактора устройств и ТВС, а также обуславливает низкие радиационные нагрузки на персонал при проведении перегрузочных работ.

Кроме того, во времени проведения перегрузки, после сброса давления в компенсаторах давления до уровня атмосферного, уровень в компенсаторах и бассейне выравнивается, а теплообменник при этом находится ниже этого общего уровня, что обеспечивает естественную циркуляцию теплоносителя в первом контуре по штатной схеме, создающую условия для эффективного теплоотвод от реактора.

Рисунок 13 Схема технологии перегрузки с использованием бассейна и наклонного канала

Заключение

Представлена концептуальная трехмерная модель реакторной установки и технологическая схема систем теплоотвода на основе естественной циркуляции. Обоснованы преимущества создания простой и надежной пассивной системы охлаждения активной зоны исследовательского реактора, построенной по принципу естественной конвекции теплоносителя.
С использованием трехмерного моделирования произведен расчет основных параметров оборудования контура воздушного охлаждения с естественной конвекцией воздуха, воздушного теплообменника и вытяжной трубы. Представлены результаты теплогидравлического расчета передачи тепла от охлаждающей воды реактора до конечного получателя — атмосферного воздуха.
Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 показали эффективность системы охлаждения с использованием естественной циркуляции и достижимость высокого уровня тепловой мощности реактора (10 МВт), который соответствует максимальной плотности нейтронного потока в центральной замедляющей полости 5 × 10¹⁴ см^-2с^-1.
Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 аварийных ситуаций с разрывами трубопроводов LOCA показывают, что обеспечивается безопасный теплоотвод от активной зоны и не происходит потери герметичности оболочек тепловыделяющих элементов.
Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.
Представленный в [1] расчетный анализ показывает, что можно создать надежно функционирующую и полностью пассивную систему для отвода тепла от активной зоны исследовательского реактора, которая может использоваться в качестве универсальной системы охлаждения для широкого спектра реакторных установок различного назначения.

Список источников

Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, “Universal system of passive heat removal from the core of a research reactor”, Nuclear Technology and Radiation Protection., Vol. XXXV, No. 2, June 2019
Р.П. Куатбеков, В.А. Лукичёв, С.В. Осипович, С.А. Соколов, И.Т. Третьяков, В.И. Трушкин / Иccледовательский реактор для центров ядерных исследований, XIII Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок»: тезисы докладов. Димитровград, 23-27 мая 2011 г. — Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011. — 62 с. https: //refdb.ru/download/1318279.html
Safety in the Utilization and modification of research reactors. Safety series. IAEA, 1994, № 35-G2
Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ / А.И. Звир, М.Н., Святкин, А.Л. Петелин // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок»: сб. докл. — Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. — с. 38-44.
Чертков Юрий Борисович. Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны: диссертация … кандидата физико-математических наук: 01.04.14 / Чертков Юрий Борисович; [Место защиты: Том. политехн. ун-т].- Томск, 2009.- 145 с.: ил. РГБ ОД, 61 09-1/531

E-Mail

uzikof@gmail.com
uzikov62@mail.ru

Address

Bratskaya st., 27 apt. 61 Dimitrovgrad, Ulyanovsk region, Russia, 433515

Call Us

+7 917 622 40 47