Энергонезависимая система охлаждения корпусного исследовательского реактора мошностью 25 МВт

Ниже представлены результаты анализа универсальной системы охлаждения активной зоны исследовательских реакторов, построенной на пассивном принципе естественной конвекции теплоносителя. Эта система охлаждения развивает концепцию реакторной установки, представленной в [1]. Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки и показаны примеры численной оценки переходных процессов при работе контуров охлаждения в нормальном и аварийных режимах для обоснования возможности использования такой системы в исследовательских реакторах средней и большой мощности, обеспечивающих нейтронный поток свыше 1×10¹⁵ см^-2с^-1. Принципиальной особенностью представляемой пассивной системы теплоотвода является отсутствие в контурах охлаждения активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, а также наличие промежуточного контура с нерадиоактивным теплоносителем, выполненного по принципу работы тепловой трубы (термосифона), что исключает выход радиоактивного теплоносителя в окружающую среду при любой разгерметизации контуров. Контуры охлаждения включают в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменники. 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 широкого круга исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.

1. Введение

Теплогидравлика признана ключевым научным предметом в разработке инновационных реакторных систем. Инновационные концепции ядерных реакторов исследуются во всем мире с упором на демонстрацию их технической осуществимости, экономической конкурентоспособности и улучшенных характеристик безопасности.

Одним из важных направлений развития реакторной техники является создание исследовательских реакторов с высокой плотностью нейтронного потока, обладающих высокой теплотехнической надежностью и безопасностью. Пожалуй, наиболее оптимальный подход к разработке современных исследовательских реакторных установок демонстрирует аргентинская компания INVAP, признанная сегодня одним из лидеров индустрии исследовательских реакторов, а основными принципами которой являются:

a) Безопасность превыше всего.

b) Максимальное упрощение конструкции.

c) Сведение к минимуму технических рисков, полагаясь на проверенные технологии.

d) Соблюдение требований безопасности МАГАТЭ и передовой мировой опыт.

Предлагаемая инновационная концепция исследовательской реакторной установки основана на повышении безопасности за счет предельного упрощения конструкции систем отвода тепла от активной зоны и использования в них только пассивных систем при организации циркуляции теплоносителя во всех контурах охлаждения.

2. Соответствие предложенной концепции принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов

В соответствии с международными стандартами при разработке концепции особое внимание было уделено требованиям безопасности исследовательских реакторов [3], а также концептуальным положениям и принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов для исследовательских центров, описанным в [2] и перечисленным ниже.

2.1 Надежность

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

Естественная циркуляция теплоносителя используется в реакторных установках в системах нормальной эксплуатации, например, в энергетическом реакторе ВК-50 или в исследовательском реакторе ИР-100, но обычно используется для охлаждения активной зоны после остановки реактора.

Физическая основа механизма естественной циркуляции воды и воздуха проста и надежна. Современные расчетные программы позволяют с достаточной точностью оценить динамические процессы развития естественной циркуляции во времени даже в сложных схемах. Кроме того, накоплен большой опыт создания систем с естественной циркуляцией как с закипанием, так и без закипания теплоносителя.

Использование в охлаждающем контуре только пассивного оборудования без механических движущихся частей (трубопроводов, сосудов, теплообменника) обеспечивает высокую надежность всей системы [3].

2.1.2 Выбор расхода и перепада давления теплоносителя на активной зоне

Ограниченная регламентом скорость увеличения тепловой мощности реактора с учетом динамики увеличения расхода в циркуляционном контуре позволяет надежно обеспечивать температуры твэлов ниже точки кипения на их поверхность.

Стабильность процесса циркуляции при подъемном движении теплоносителя в активной зоне обеспечивает высокую тепловую надежность даже при ускоренном выходе на мощность, приводящем к закипанию на поверхности твэлов. При этом усиливается циркуляция теплоносителя в контуре за счет уменьшения средней плотности теплоносителя в подъемном участке, увеличивая расход теплоносителя через активную зону реактора, что обеспечивает возврат к нормальным теплогидравлическим параметрам реактора, если мощность не превышает предела нормальной эксплуатации. Следует отметить, что при выполнении требований к активной зоне реактора по обеспечению естественной самозащиты (отрицательность эффекта «пустоты» реактивности) вскипание теплоносителя в активной зоне приводит к отрицательной реактивности и снижению тепловой мощности.

Таким образом, естественные процессы, на которых построены принципы работы исследовательской реакторной установки, позволяют обеспечить высокий уровень теплотехнической надежности и безопасности 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 Обеспечивает сохранение залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах

Наличие на входном и выходном трубопроводах пассивных клапанов естественной циркуляции позволяет поддерживать циркуляцию через активную зону в случае разрыва трубопровода. Это обеспечивает безопасное охлаждение ТВС в любой аварийной ситуации с разгерметизацией первого контура.

2.2.3 Отсутствие поверхностного кипения на твэлах и элементах активной зоны

Отсутствие пристеночного кипения на твэлах и элементах активной зоны при нормальной эксплуатации достигается обеспечением высокой интенсивности естественной циркуляции за счет низкого гидравлического сопротивления циркуляционного контура в целом и большой разницы гидростатического давления подъемной и опускной секции при большой высоте, создающей движущий напор естественной циркуляции. Эта разница пропорциональна высоте контура естественной циркуляции и разнице средних плотностей теплоносителя в подъемной и опускной секциях. Увеличение нагрева теплоносителя в активной зоне реактора приводит к увеличению разницы средних плотностей и интенсификации циркуляции.

Соблюдение нормативов скорости вывода реактора на номинальный уровень мощности и ограничения по мощности позволяют выполнить требование об отсутствии кипения на поверхности твэлов и элементов активной зоны, если это требование имеется.

2.2.4 Пассивные системы безопасности

Важным фактором безопасности реактора с естественной циркуляцией является то, что все системы, обеспечивающие отвод тепла как в штатном, так и в аварийном режиме, полностью пассивны и не зависят от источника питания. Это главная отличительная черта предлагаемой концепции исследовательского ядерного реактора. Наряду с наличием отрицательных обратных связей по реактивности и достаточной эффективностью рабочих органов системы управления и защиты это обеспечивает максимальный уровень безопасности и надежности рассматриваемых реакторов

2.3 Гибкость

Универсальность системы охлаждения позволяет реализовать различные компоновки активной зоны реактора для выбранного размера корпуса реактора. Открытый доступ к каналам отражателя, расположенного в бассейне вокруг корпуса реактора, обеспечивает удобство облучения и замены облучательных устройств даже во время работы реактора.

2.4 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 (Ф/N);

— многообразие экспериментальных объемов.

Все эти перечисленные качества в полной мере присущи предлагаемой концепции исследовательской реакторной установки.

2.5 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) из-за их отсутствия. В [1] показаны преимущества технологической схемы пассивного теплоотвода от активной зоны исследовательского реактора с использованием естественной циркуляции. Очень важно, что упрощение контура циркуляции позволяет проводить качественный и надежный анализ аварийных ситуаций в обоснование безопасности реакторной установки, а количество возможных аварийных ситуаций резко сокращается.

3. Реализация концепции пассивного охлаждения для корпусного исследовательского реактора

Определяющими параметрами при организации естественной циркуляции теплоносителя являются гидравлическое сопротивление контура циркуляции и разность средних плотностей теплоносителя на подъемном и опускном участках Разность средних плотностей напрямую связана с подогревом теплоносителя при определенных мощности нагрева и массовом расходе. Применительно к реакторной установке основная доля гидравлических потерь в контуре циркуляции должна приходиться на активную зону для обеспечения максимальной скорости в ТВС. Все остальные гидравлические потери в первом контуре могут быть минимизированы за счет увеличения проходного сечения и снижения скорости теплоносителя на участках контура, а также за счет отсутствия запорно-регулирующей арматуры.

Исходя из баланса равновесия между движущим напором естественной циркуляции, определяемым разностью средних плотностей теплоносителя на подъемном и опускном участках, и суммарными гидравлическими потерями в первом контуре, можно оценить требуемую разность высот h между теплообменником и активной зоной определяется из простого соотношения

Где:

Np – максимальная мощность реакторной установки, Вт;

G – требуемый расход теплоносителя в первом контуре при мощности , кг/с;

ΔPp(G) – потеря напора на реакторе, включая активную зону, при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;

ΔPгт(G) – потеря напора на трубопроводе с нагретым теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;

ΔPхт(G) – потеря напора на трубопроводе с охлажденным теплоносителем при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;

ΔPто(G) – потеря напора на теплообменнике при расходе теплоносителя в первом контуре , Па;

Δρ(G, N) – разность между средними плотностями теплоносителя на подъемном и опускном участках первого контура;

g – ускорение свободного падения, м/с².

Для демонстрации потенциальных возможностей исследовательского реактора с системой пассивного отвода тепла рассматривается корпусная реакторная установка, трехмерная модель которой приведена на Рисунке 1.

В качестве неограничивающего примера рассматривается реактор, конструкция корпуса которого аналогична конструкции корпуса исследовательского реактора ПИК (г. Гатчина, Россия) с внешним тяжеловодным отражателем в циркалоевом резервуаре, расположенным в баке (бассейне) с легкой водой.

Конечным поглотителем тепла реакторной установки может быть, как нагреваемая (выпариваемая) вода в открытом водоеме, так и циркулирующий атмосферный воздух. В обоих случаях система может функционировать с использованием лишь естественной конвекции воды в первом и во втором контурах охлаждения, а так же естественной конвекции через теплообменник воздуха (если применяется вытяжная труба) либо воды (если используется водоем) в контуре конечного поглотителя, что существенно упрощает исследовательскую реакторную установку и повышает её надёжность.

Использование в качестве конечного поглотителя отрытого водоема снижает стоимость установки, однако могут возникнуть проблемы с отложениями на поверхности теплообменных трубок, поэтому в качестве базового варианта теплоотдачи во внешнюю среду рассмотрена конструкция с вентиляционной трубой.

3.1 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 активной зоной в корпусе и внешним отражателем в бассейне (Рисунок 1) можно легко подстраивать конфигурацию облучательных объемов в отражателе под поставленные задачи и при необходимости изменять количество, расположение и размеры каналов облучения.

3.2 Трехмерная модель контура охлаждения реактора

Для визуализации предлагаемой концепции на Рисунке 1 представлена трехмерная модель системы охлаждения исследовательского корпусного реактора мощностью 25 МВт.

3.3 Основные параметры реакторной установки

Основные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 25 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 1.

1 – корпус реактора; 2 – отражатель нейтронов; 3 – отводящий (горячий) трубопровод; 4 – подводящий (холодный) трубопровод; 5 – компенсатор объема; 6 – парогенератор тепловой трубы; 7 – паровая труба; 8 – воздушный теплообменник; 9 – возврат конденсата тепловой трубы; 10 – корпус воздушного теплообменника; 11 – вытяжная труба; 12 – монжус; 13 – клапаны укороченного контура естественной циркуляции; 14 – бассейн реактора

Рисунок 1 Трехмерная модель контуров охлаждения ИР мощностью 25 МВт с отводом тепла естественной циркуляцией: справа – общий вид с соблюдением масштаба, слева внизу – укрупнённые фрагменты бассейна реактора и слева вверху – контур тепловой трубы (термосифон) с вытяжной трубой

Таблица 1. Основные параметры реактора 25 МВт 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	1,17×10^15
Топливо	Диоксид урана, 90% обогащение по U-235
Геометрия активной зоны	Цилиндрическая форма с нейтронной ловушкой в центре
Количество ячеек для топливных сборок, шт	30
Тип ТВС, шт	ВВР-КН
Из них
5-трубных, шт	6
8-трубных, шт	24
Количество контуров охлаждения	3
Теплоноситель I контура	Легкая вода
Диаметр активной зоны [мм]	350
Высота активной зоны [мм]	44
Расход теплоносителя I контура, [т ч-1]	463,3
Температура на входе в ТВС, [° C]	118
Температура на выходе в ТВС, [° C]	164
Подогрев теплоносителя в активной зоне, [° C]	48
Максимальная температура твэлов, [° C]	242
Потеря напора на активной зоне, Па	14100
Давление на выходе из активной зоны, [Па]	5.5 ×10^6
Гидравлический диаметр циркуляционных трубопроводов [мм]	400
Высота I контура с естественной циркуляцией [м]	80

3.4 Активная зона реактора

В качестве активной зоны реактора с центральной замедляющей полостью (Рисунок 2) рассмотрена конструкция из 30 ТВС типа ВВР-КН, состоящая из 24-х 8-твэльных ТВС (1) и шести 5-твэльных сборок (2) с находящимися в центре рабочими органами СУЗ (3). Материалом вытеснителя (4), корпуса реактора и центрального канала (5) может быть циркониевый сплав.

В Таблице 2 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа:

Таблица 2. Характеристики ТВС BBP-КН [4]

ПАРАМЕТР	ЗНАЧЕНИЕ
Обогащение 235U, %	19,7
Плотность урана, г×см^-3	2.8
Масса 235U в ТВС, г
8-трубная	250
5-трубная	199
Толщина твэла, мм	1.6
Толщина сердечника, мм	0.7
Толщина оболочки, мм	0.45
Площадь теплопередающей поверхности, м^2	1.34

3.5 Система охлаждения реакторной установки

Предлагаемая к использованию трехконтурная схема теплоотвода от активной зоны к внешнему поглотителю тепла обеспечивает не только эффективность, но и радиационную безопасность. Механизм циркуляции теплоносителя во всех контурах построен на пассивном принципе, использующем гравитацию. Кроме того, предполагается полное отсутствие насосов и запорно-регулирующей арматуры, что резко снижает количество возможных аварийных ситуаций и необходимость в проведении планово-предупредительного ремонта. Теплоотвод осуществляется при использовании следующих контуров:

контур теплоотвода от активной зоны с естественной циркуляцией;
промежуточный контур (тепловая труба или термосифон);
контур передачи тепла конечному поглотителю.

1 – 8-ми твэльная ТВС типа ВВР-КН; 2 – 5-ти твэльная ТВС типа ВВР-КН; 3 – канал СУЗ; 4 – вытеснитель; 5 – центральная замедляющая полость

Рисунок 2 Трехмерная модель активной зоны реактора

3.5.1 Контур теплоотвода от активной зоны с естественной циркуляцией

Для обеспечения теплоотвода от активной зоны к тепловой трубе используется первый контур с естественной циркуляцией, включающий корпус реактора 1, отводящий (горячий) трубопровод 4, подводящий (холодный) трубопровод 5, теплообменник тепловой трубы 6 и компенсатор объема 7 (Рисунок 3).

Требуемая интенсивность теплоотвода при естественной циркуляции достигается минимизацией гидравлического сопротивления в первом контуре и большой высотой контура циркуляции. Минимизация гидравлического сопротивления обеспечивается большим диаметром циркуляционных трубопроводов (4 и 5) и полным отсутствием запорно-регулирующей арматуры.

Большая часть гидравлических потерь в контуре циркуляции приходится на участок активной зоны 2. На подводящем 5 (нижнем) и отводящем 4 (верхнем) трубопроводах в бассейне установлены клапаны укороченной естественной циркуляции 8 и 9, поддерживаемые в закрытом состоянии высоким давлением в контуре (Рисунок 3).

После остановки реактора схема циркуляции сохраняется за счет остаточного тепловыделения, но скорость циркуляции существенно снижается.

1 – корпус реактора; 2 – активная зона; 3 – отражатель нейтронов; 4 – отводящий (горячий) трубопровод; 5 – подводящий (холодный) трубопровод; 6 – парогенератор тепловой трубы; 7 – компенсатор объема; 8 – верхний клапан укороченного контура естественной циркуляции; 9 – нижний клапан укороченного контура естественной циркуляции

Рисунок 3 Схема циркуляции теплоносителя первого контура при работе реактора на мощности

3.5.2 Промежуточный контур (тепловая труба)

Важную роль при реализации концепции безопасного реактора играет промежуточный контур между первым контуром и контуром передачи тепла конечному поглотителю, выполненный в виде тепловой трубы (Рисунок 4). Наличие этого контура предотвращает риск выхода радиоактивного теплоносителя в окружающую среду при любой ситуации с разрывом трубопроводов контуров охлаждения.

1 – трубчатка парогенератора; 2 – корпус парогенератора; 3 – паропровод; 4 – воздушный теплообменник-конденсатор; 5 –трубопровод возврата конденсата

Рисунок 4 Схема промежуточного контура (тепловой трубы)

Тепловая труба является теплопередающим устройством, способным передавать большие тепловые мощности при малых градиентах температуры. Она представляет собой герметизированную конструкцию, частично заполненную жидким теплоносителем. В нагреваемой части 1 (в зоне нагрева, или зоне испарения) жидкий теплоноситель испаряется с поглощением теплоты 2, а в охлаждаемой (зоне охлаждения, или зоне конденсации 4) произведенный пар, перетекающий по паропроводу 3 из зоны испарения, конденсируется с выделением теплоты. Движение пара происходит за счёт разности давлений насыщенного пара, определяемой разностью температур в зонах. Возвращение жидкости в зону испарения осуществляется через трубопровод 5 за счёт силы тяжести.

3.5.3 Контур передачи тепла конечному поглотителю

Контур передачи тепла конечному поглотителю представляет собой обычную вытяжную трубу большого размера, в которой создается циркуляция охлаждающего воздуха через воздушный теплообменник-конденсатор за счет разности гидростатического давления подогретого воздуха в трубе и атмосферного воздуха (Рисунок 5). Следует отметить, что в корпусе воздушного теплообменника циркулируют только нерадиоактивные среды (пар и конденсат тепловой трубы, атмосферный воздух).

Рисунок 5 Схема передачи тепла конечному поглотителю, фрагмент разреза трубчатки воздушного теплообменника (вверху) и схема циркуляции теплоносителя в воздушном теплообменнике (внизу)

3.6 Контур внутрибассейновой естественной циркуляции и проведение перегрузки ТВС

Исключением от принципа отказа от запорно-регулирующей арматуры в контурах охлаждения реакторной установки является применение клапанов внутрибассейновой естественной циркуляции, работающих на пассивном принципе и открывающихся при снижении давления теплоносителя в первом контуре (Рисунок 6). Открытие клапанов обеспечивает автоматическое создание укороченного контура естественной циркуляции через активную зону внутри бассейна реактора при разрыве циркуляционных трубопроводов или при снижении давления в первом контуре на остановленном реакторе.

Реактор работает под давлением, поэтому для поднятия давления в первом контуре перед выходом на мощность, шток уплотнительного элемента, например, с уплотняющей шаровой поверхностью, должен быть механически поднят с использованием троса, после чего контур герметизируется от воды в бассейне. Это позволит избежать утечки теплоносителя из первого контура при повышении давления до номинального уровня и работе на мощности. После этого трос должен быть освобожден, обеспечивая самопроизвольное открытие клапана при снижении давления в первом контуре, например, при разрыве трубопроводов.

Рисунок 6 Вид клапана укороченного контура естественной циркуляции в разрезе: слева – в закрытом состоянии, справа – в открытом состоянии

Клапаны открываются также и при штатном режиме, если есть необходимость снизить уровень теплоносителя в первом контуре для проведения перегрузки реактора с открытой крышкой. Для этого сбрасывается давление в компенсаторе объема, что приводит к перемещению уплотнительного элемента вниз под собственным весом, открывая тем самым контур циркуляции для расхолаживания ТВС. При этой операции теплоноситель из верхней части первого контура и компенсатора объема сливается непосредственно в бассейн реактора (Рисунок 7, вверху). Организация внутрибассейновой естественной циркуляции позволяет снять крышку корпуса реактора провести перегрузку ТВС. После чего излишек теплоносителя сливается в монжус после открытия соответствующего клапана (Рисунок 7, внизу), затем крышка корпуса реактора устанавливается на место, а уплотнительные элементы клапанов укороченного контура переводятся в закрытое состояние, после чего сразу начинается выдавливание сжатым газом теплоносителя из монжуса в трубопроводы и компенсатор объема первого контура. Во время проведения этой операции клапан сдувки в верхней части первого контура должен быть открыт, позволяя полностью заполнить контур водой перед поднятием давления.

Рисунок 7 Схема работы контура внутрибассейновой естественной циркуляции при перегрузке реактора: вверху – слив теплоносителя первого контура в бассейн; внизу – слив теплоносителя в монжус

3.7 Система охлаждения тяжеловодного отражателя

В качестве хорошего внешнего отражателя нейтронов могут быть использованы, например, бериллий или тяжелая вода. Из-за достаточно большой плотности потока нейтронов при наборе флюенса, приводящего к разрушению материала, бериллиевые блоки отражателя придется достаточно часто менять. Поэтому предпочтительным вариантом для отражателя является тяжеловодный отражатель в корпусе из циркониевого сплава, подобный отражателю реактора OPAL, хорошо зарекомендовавший себя в процессе эксплуатации. Тем более, что это позволит организовать удобный теплоотвод от отражателя используя все тот же механизм естественной циркуляции при имеющейся вытяжной трубе (Рисунок 8).

Рисунок 8 Схема использования вытяжной трубы для организации теплоотвода от тяжеловодного отражателя при работе реактора на мощности

1 – тяжеловодный отражатель в циркониевом корпусе; 2 – горизонтальный экспериментальный канал; 3 – вертикальные экспериментальные каналы; 4 – циркуляционный трубопровод с нагретым теплоносителем; 5 – циркуляционный трубопровод с охлажденным теплоносителем; 6 – воздушный теплообменник

4. Расчеты в подтверждение реализуемости предложенной концепции

4.1 Нейтронно-физический расчет активной зоны

Нейтронно-физический расчет реактора проводится для геометрии, представленной на Рисунке 9 по программе MCU [5] для мощности реактора 25 МВт. В качестве отражателя принята тяжелая вода. На Рисунке цифрами указаны положение 4-х контрольных точек, расчетные параметры нейтронного потока для которых указаны в Таблице 4.

Рисунок 9 Схема геометрии активной зоны с указанием материалов для проведения нейтронно-физического расчета

На Рисунке 10 приведено расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла, используемое для определения максимальных температур в ТВС

Рисунок 10 Расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла,

4.2 Теплогидравлический расчет ТВС активной зоны по коду SolidWorks / FlowSimulation

Теплогидравлический расчет активной зоны реактора проводится для геометрии ТВС типа ВВР-КН, с использованием программного комплекса САПР SolidWorks/FlowSimulation [8] хорошо согоасуется с параметрами, приведенными в [4]. Расчетная гидравлическая характеристика приведена на Рисунке 11.

Рисунок 11 – Гидравлическая характеристика 8–ми твэльной ТВС типа ВВР-КН

Для штатного расхода теплоносителя через реактор, рассчитанного по коду RELAP5/mod3.2 [6, 7] и приведенного в Таблице 1, на Рисунке 12 показано высотное распределение скорости и температуры теплоносителя в максимально теплонапряженной ТВС.

Рисунок 12 Расчетное распределение скорости теплоносителя и температуры твэлов по высоте в максимально теплонапряженной ТВС

4.3 Теплогидравлический расчет системы охлаждения реактора по коду RELAP5/Mod3.2

4.3.1 Нодализационная схема

Нодализационная схема для расчетного теплогидравлического анализа развития ситуации с трехконтурной исследовательской реакторной установки по коду RELAP5/Mod3.2 [6, 7], приведена н Рисунке 13. Первый контур моделируется компонентами:

Pipe-150 (корпус);
подъемный трубопровод Pipe-160;
трубчатка парогенератора тепловой трубы Pipe-165;
опускной трубопровод Pipe-190,

Активная зона моделируется:

подзонным пространством BR-012;
надзонным пространством BR-024;
максимально теплонапряженной ТВС Pipe-110;
группой максимально теплонапряженных ТВС – Pipe-111;
группой средне теплонапряженных ТВС – Pipe-112;
группой минимально теплонапряженных ТВС – Pipe-115.

Компенсатор объема первого контура моделируется

емкость компенсатора BR-800,801;
предохранительный клапан V-808;
трубопровод P-803

Промежуточный контур (тепловая труба) моделируется:

парогенератор – BR-590,599:
паровая труба – Pipe-591;
трубное пространство воздушного теплообменника – Pipe-595;
трубопровод возврата конденсата – Pipe-597.

Воздушный контур передачи тепла конечному поглотителю.

подвод атмосферного воздуха – TV-100, SV-205;
межтрубное пространство воздушного теплообменника – Pipe-210;
вентиляционная труба – Pipe-220;
выход горячего воздуха из трубы– TV-101, SV-230.

Клапаны укороченного контура естественной циркуляции моделируются клапаном V–756 и времязависимым соединением TV–750.

На нодализационной схеме отмечены моделируемые точки разрыва на подъемном и опускном трубопроводах. Для этого используются компоненты задвижки V–303, 304 и времязависимых соединений TV–301, 302.

Рисунок 13 Нодализационная схема для теплогидравлического расчета контуров охлаждения и моделирования аварийных ситуаций с указанием точек разрыва

4.3.2 Влияние наличия воздуха в тепловой трубе на температурный режим

Принцип работы тепловой трубы (термосифона) не предполагает наличия неконденсируемых газов в герметичной полости. Поэтому давление там должно определяться давлением насыщенных паров рабочей жидкости. Наличие воздуха существенно повышает рабочую температуру, при которой тепловая труба работает наиболее эффективно.

Проведение расчетов по коду RELAP5 позволяет оценить снижение эффективности из-за наличия воздуха в герметичном контуре. На Рисунке 14 показано различие давления в тепловой трубе при плавном снижении мощности с номинального уровня 25 МВт со скоростью 24 кВт/с при наличии воздуха в тепловой трубе (2) и при его отсутствии (1).

1 – при отсутствии воздуха; 2 – при наличии воздуха

Рисунок 14 Изменение давления пара в тепловой трубе

Различие в парциальном давлении в тепловой трубе обуславливает существенное различие рабочих температур (Рисунок 15).

1 – при отсутствии воздуха; 2 – при наличии воздуха

Рисунок 15 Изменение температуры пара в тепловой трубе

1 – при отсутствии воздуха; 2 – при наличии воздуха

Рисунок 16 Изменение максимальной температуры твэлов

Из проведенного анализа видно, что наличие воздуха в тепловой трубе существенно (~ на 25°С) повышает температуру в первом контуре. Тем не менее, из консервативных соображений весь дальнейший анализ проводился для условий наличия воздуха в герметичном контуре тепловой трубы.

4.3.3 Расчет режима выхода реактора на номинальный уровень мощности

Ниже приводятся расчетные параметры контура охлаждения реактора при плавном выходе на номинальный уровень мощности 25 МВт в течение 600 секунд. На Рисунке 17 приведено изменение плотности теплового потока по высоте максимально теплонапряженного твэла при выходе на номинальный уровень мощности.

Рисунок 17 Изменение плотности теплового потока по 8-ми высотным участкам максимально теплонапряженного твэла

Изменение расхода теплоносителя в первом контуре и в тепловой трубе показано на Рисунке 18.

1 – расход в первом контуре; 2 – расход в тепловой трубе

Рисунок 18 Изменение расхода теплоносителя

Температура на входе и выходе из активной зоны приведена на Рисунке 19

1 – температура на входе в реактор; 2 – температура на выходе из реактора

Рисунок 19 Изменение температуры теплоносителя в реакторе

Изменение плотности теплового потока по высотным участкам максимально теплонапряженного твэла приведено на Рисунке 20.

Рисунок 20 Изменение температуры твэлов по 9-ти высотным участкам максимально теплонапряженного твэла

4.3.4 Расчет режима останова реактора при срабатывании аварийной защиты

При срабатывании аварийной защиты происходит резкое снижение мощности с номинального уровня 25 МВт и соответствующее изменение всех параметров. На Рисунке 21 приведен темп падения мощности, принятый при расчете.

Рисунок 21 Темп падения мощности, принятый при расчете

На рисунке 22 показана динамика снижения температуры по высотным участкам максимально теплонапряженного твэла.

Рисунок 22 Динамика снижения температуры по высотным участкам максимально теплонапряженного твэла

Изменение температуры на входе и выходе из реактора при срабатывании аварийной зашиты приведено на Рисунке 23.

1 – температура на входе в реактор; 2 – температура на выходе из реактора

Рисунок 23 Изменение температуры теплоносителя в реакторе при срабатывании аварийной защиты

Изменение расхода теплоносителя в первом контуре и в тепловой трубе при срабатывании аварийной защиты показано на Рисунке 24.

1 – расход в первом контуре; 2 – расход в тепловой трубе

Рисунок 24 Изменение расхода теплоносителя в первом контуре и в тепловой трубе при срабатывании аварийной защиты

4.4 Теплогидравлический расчет парогенератора тепловой трубы

Основные расчетные параметры парогенератора тепловой трубы при наличии воздуха в контуре (Рисунок 4) приведены в Таблице 4.

Таблица 4 Основные параметры парогенератора тепловой трубы (наличие неконденсируемых газов, консервативный расчет)

Параметр	Значение
Материал	Нержавеющая сталь
Теплопроводность материала, [Вт м^(-1), К^(-1)]	16
Передаваемая мощность, [МВт]	25
Расход греющего теплоносителя, [т ч^-1]	463.3
Температура на входе в ТВС, [° C]	164
Температура на выходе в ТВС, [° C]	1051
Давление в тепловой трубе, [МПа]	0,93
Температура пара в тепловой трубе, [° C]	115
Расход пара в тепловой трубе, [т ч^(-1)]	69,12
Среднелогарифмический температурный напор, [° C]	24
Внешний диаметр теплообменных трубок, [м]	0,025
Толщина стенки теплообменных трубок, [м]	0,002
Расчетный коэффициент теплопередачи, [Вт м^(-2) К^(-1)]	14.83
Расчетная поверхность теплообмена, [м^2]	700
Принятая поверхность теплообмена, [м^2	765
Длина теплообменной трубки, [м]	9
Количество теплообменных трубок, [шт]	1063
Скорость теплоносителя в трубках, [м с^(-1)]	0.37
Перепад давления по первому контуру, [Па]	600

4.5 Теплогидравлический расчет воздушного теплообменника

Для оценки параметров воздушного теплообменника (Рисунок 5) проведено моделирование подогрева воздуха при его прохождении через зазоры между эллиптическими трубками из нержавеющей стали с толщиной стенки 1 мм, параметры которых представлены в Таблице 5.

Таблица 6 Основные расчетные параметры вытяжной трубы

ПАРАМЕТР	ЗНАЧЕНИЕ
Отводимая мощность, [МВт]	25
Температура воздуха на входе, °С	20
Температура воздуха на выходе, °С	53,2
Расход воздуха, кг/с	739
Перепад давления на теплообменнике, Па	50

Для принятых параметров вытяжной трубы и мощности реакторной установки 25 МВт на Рисунке 26 приведено распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через вытяжную трубу.

Рисунок 26 Распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через вытяжную трубу

4.6 Телогидравлический расчет вытяжной трубы

Для расчетного анализа воздушного охлаждения приняты следующие параметры вытяжной трубы:

Высота трубы 145 м
Диаметр проходного сечения в нижней части 12,6 м
Диаметр проходного сечения в верхней части 10,4 м

Для этих параметров вытяжной трубы расчеты по Solid Works / Flow Simulation для различной мощности теплоотвода дали результаты, приведенные в Таблице 6

Температурное поле в межтрубном пространстве теплообменника, рассчитанное в пакете Solid Works / Flow Simulation, приведено на Рисунке 25. На этом рисунке показано так же распределение скорости и давления воздуха при его прохождении через воздушный теплообменник.

Рисунок 25 Распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через межтрубное пространство воздушного теплообменника

Таблица 5 Основные параметры воздушного теплообменника

ПАРАМЕТР	ЗНАЧЕНИЕ
Передаваемая мощность, [МВт]	25
Материал	Нержавеющая сталь
Теплопроводность материала трубок, [Вт м^(-1) К^(-1)]	16
Поверхность теплообмена, [м^2]:
- со стороны воздуха	1086
- со стороны пара	1030
Размер сечения эллипсных теплообменных трубок, [мм]	10,4×18,4×1,5
Длина трубок, [м]	9
Количество трубок в ряду (справа и слева)	1120
Количество слоев в теплообменнике, [шт]	10
Количество трубок, [шт]	22400
Гидравлический диаметр по воздуху, [м]	0.038
Гидравлический диаметр по пару, [м]	0.014
Расход пара / конденсата (при 25 МВт), [т ч^(-1)]	69.1
Расход воздуха (при 25 МВт), [т ч^(-1)]	739
Подогрев воздуха, [° С]	33.2
Перепад давления по воздуху, [Па]	50

5. Моделирование аварийных процессов с использованием кода RELAP5

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

Динамика изменения максимальной температуры твэлов при разрыве горячего и холодного главного циркуляционного трубопровода приведена на Рисунке 27.

1 – разрыв «горячего» трубопровода; 2 – разрыв «холодного» трубопровода

Рисунок 27 Изменение температуры максимально теплонапряженного твэла при разрыве циркуляционных трубопроводов первого контура

Динамика изменения давления в активной зоне при разрыве горячего и холодного главного циркуляционного трубопровода приведена на Рисунке 28.

Динамика изменения расхода теплоносителя в активной зоне при разрыве горячего и холодного главного циркуляционного трубопровода приведена на Рисунке 29.

1 – разрыв «горячего» трубопровода; 2 – разрыв «холодного» трубопровода

Рисунок 28 Изменение давления в активной зоне при разрыве циркуляционных трубопроводов первого контура

1 – разрыв «горячего» трубопровода; 2 – разрыв «холодного» трубопровода

Рисунок 29 Изменение расхода теплоносителя через активную зону при разрыве циркуляционных трубопроводов первого контура

Обсуждение результатов

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;
Наличие промежуточного контура, работающего по принципу тепловой трубы (термосифона) позволяет исключить риск попадания радиоактивного теплоносителя в окружающую среду. Работа этого контура обеспечивает высокую эффективность теплопередачи при простоте конструкции и отсутствии механических движущихся частей, что обуславливает надежность системы;
Воздушное охлаждение реакторной установки с использованием вытяжной трубы снимает проблему водоподготовки градирен для предотвращения образования солевых отложений на теплообменных трубках и поверхности оросителей в градирнях;
Расположение реактора глубоко под уровнем земли обеспечивает преимущества перед обычной архитектурой исследовательских реакторных установок:
исключается большинство сценариев внешнего воздействия на реакторную установку, поэтому можно не рассматривать многие аварийные ситуации возникающие в результате в результате взрывов, смерчей, снеговой нагрузки, падения самолета и т.д., нет необходимости в дорогостоящем контайнтменте, упрощается физическая защита реакторной установки;
отсутствие дорогостоящих и сложных систем теплоотвода от активной зоны может резко снизить стоимость реакторной установки;
большая глубина погружения активной зоны под землю позволяет создать простую и высокоэффективную систему естественной циркуляции. При этом нет видимых ограничений по увеличению высоты естественной циркуляции и соответствующего повышения движущего напора через активную зону;
реактор может работать одинаково безопасно и эффективно в очень широком диапазоне мощностей исходя из поставленных задач облучения;
практически отсутствует проблема дорогостоящего демонтажа реакторной установки;
Автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности и отсутствие возможности для персонала по снижения интенсивности циркуляции теплоносителя исключает аварийные ситуации с ухудшением теплоотвода от активной зоны;
Автоматическое подстраивание расхода в контурах охлаждения при изменении уровня мощности обеспечивает предельную простоту управления реакторной установкой и снижает требования к квалификации персонала. Поэтому такой реактор может работать в странах, в которых отсутствует персонал с большим опытом управления реакторными установками, а также реакторная установка может использоваться для учебных целей;
Относительно небольшие скорости восходящего потока теплоносителя в активной зоне при высоком давлении обеспечивают большой запас до начала кипения на поверхности твэлов и не создают проблем для верхнего расположения органов СУЗ (на крышке реактора), что существенно упрощает их конструкцию;
Для рассматриваемых параметров реакторной установки при мощности 25 МВт недогрев максимальной температуры на твэлах до температуры насыщения воды в активной зоне составляет 32°С при наличии воздуха в тепловой трубе и 57°С при его отсутствии;

Сплавы алюминия используют в твэлах активных зон реакторов при температуре не выше 250-270°C [10]. Диапазон максимальных рабочих температур твэлов в рассматриваемой реакторной установке удовлетворяет этому требованию.
Конструкция контуров охлаждения обеспечивает непрерывную естественную циркуляцию теплоносителя в активной зоне во всех режимах, создавая условия для безопасного теплоотвода от ТВС как при работе на мощности, так и после останова;
Использование внешнего по отношению к корпусу реактора отражателя нейтронов в бассейне обеспечивает простоту доступа к облучательным объемам и возможность замены облучательных устройств без остановки реактора;
Опыт применения в австралийском реакторе OPAL тяжеловодного отражателя в циркалоевом резервуаре, находящегося в бассейне с лёгкой водой, показал высокую эффективность такого конструктивного решения. Глубинное расположение бассейна и корпуса реактора позволяют организовать эффективное охлаждение тяжелой воды отражателя, применяя естественную конвекцию в циркуляционных трубопроводах и воздушный теплообменник в вытяжной трубе;
Получение тяжелой воды и очистка тяжелой воды отражателя от трития в процессе работы реакторной установки могут осуществляться с использованием технологии разделения изотопов воды по атомам водорода, предложенной в статье [9]. Её вариант на русском языке приведен в файле «Вакуумное разделение молекул воды по изотопам водорода.pdf»;
Отсутствие арматуры и насосов в контурах охлаждения обеспечивают плавность изменения параметров теплоотвода и полностью исключают гидроудары;
Предложенная концепция реакторной установки с клапанами укороченной внутрибассейновой циркуляции обеспечивает быстрый и простой переход на расхолаживание активной зоны водой бассейна, что позволяет без проблем производить транспортно-перегрузочные работы при открытой крышке корпуса реактора;
Физические принципы работы контуров охлаждения хорошо изучены и не требуют проведения при проектировании реакторной установки дополнительных НИР и НИОКР;
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 активной зоны реактора до конечного получателя — атмосферного воздуха;
Приведенные результаты расчетов по модели в RELAP5 показали эффективность системы охлаждения с использованием естественной циркуляции и достижимость высокого уровня тепловой мощности реактора (25 МВт), который соответствует максимальной плотности нейтронного потока в центральной замедляющей полости свыше 1 × 10¹⁵ см^-2с^-1;
Приведенные результаты расчетов аварийных ситуаций с разрывами трубопроводов LOCA по модели в RELAP5 показывают, что обеспечивается безопасный теплоотвод от активной зоны и не происходит потери герметичности оболочек тепловыделяющих элементов и выхода топливной композиции в теплоноситель;
Представленный расчетный анализ показывает, что реально 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 http://www.doiserbia.nb.rs/Article.aspx?id=1451-39941900008U#.YLMypbdLiHs
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
Аринкин Ф.М., Шаймерденов А.А. и др. / Конверсия активной зоны исследовательского реактора ВВР-К, Атомная энергия, 2017, т.123, №1 – с.15-20
Программа MCU-RFFI/A с библиотекой констант DLC/MCU DAT-1.0. Аттестационный паспорт программного средства № 400 от 14.07.2016 г.
RELAP5/MOD3 Code Manual, Volume 4: Models and Correlations. INEL-95/0174, NUREG/CR-5535, 1995.
RELAP5/MOD3 Code Manual Volume 2: User’s Guide and Input Requirements. INEL-95/0174, NUREG/CR-5535. 1995.
Алямовский, А. А. SolidWorks Simulation. Как решать практические задачи [Текст] / – БХВ-Петербург, 2012, – 488 с.
Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, «Technology proposal to prevent the release of Fukushima tritium into the ocean», Journal of Nuclear Physics, http://www.journal-of-nuclear-physics.com/?p=1329
Устройство и способ для нанесения покрытий оболочек тепловыделяющих элементов, патент RU2561975C1, Патентообладатель ГК РОСАТОМ АО «ГНЦ ТРИНИТИ»

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