Концепция многоцелевого корпусного исследовательского реактора мощностью 50 МВт с низкообогащёнными ТВС типа ВВР-КН
The concept of the heat removal system of a high-flux research reactor (50 MW)
Reflections on research reactors
Достижение высоких потоков нейтронов в исследовательских водо-водяных реакторах напрямую связано с интенсивностью потока теплоносителя через активную зону и давлением в ней, обеспечивающим повышенную температуру насыщения и запас до кризиса теплоотдачи. Поэтому практически невозможно обеспечить очень большие нейтронные потоки в реакторах бассейнового типа, особенно, при нисходящем движении теплоносителя в активной зоне. В тоже время, корпусные исследовательские реакторы (например, SM-3, HFIR) позволяют достигать плотности нейтронного потока до
4×1015 н/(см2·с), но при этом риски разрушения активной зоны при нарушениях в системе теплоотвода становятся достаточно высокими. Предлагаемая концепция системы отвода тепла высокопоточной реакторной установки сочетает повышенную надежность безопасного теплоотвода от активной зоны и удобство обращения с облучательными ячейками, например, при производстве изотопов. Концепция предусматривает расположение компактной активной зоны в корпусе под давлением, а размещение отражателя нейтронов вокруг корпуса в бассейне реактора на уровне активной зоны. Охлаждение активной зоны в корпусе и облучательных ячеек в отражателе производится разными системами принудительной циркуляции теплоносителя. В тоже время на остановленном реакторе, после открытия клапанов естественной циркуляции, безопасный теплоотвод от активной зоны и отражателя может производиться водой бассейна реактора. При этом, даже при полном отказе всех контуров принудительной циркуляции, испарение воды с поверхности бассейна позволяет безопасно отводить остаточное тепловыделение от ТВС и от облучательных устройств в ячейках отражателя.
Введение
Потребность в безопасных, простых и надежных исследовательских реакторах побуждает разработчиков искать оптимальные и конкурентоспособные конструкторские решения, обеспечивать широкий круг исследований по направлениям [1]:
- 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.
Без проведения широкой программы фундаментальных и прикладных исследований на исследовательских ядерных установках (ИЯУ) невозможно обоснование безопасности объектов ядерной энергетики.
Однако следует помнить, что ИЯУ являются источниками ядерной и радиационной опасности. Несмотря на более низкую мощность и, соответственно, меньшее количество радиоактивных веществ, образующихся при эксплуатации ИЯУ, их потенциальная опасность для населения и окружающей среды все же велика в силу ряда специфических особенностей [2]:
- высокая частота переходных режимов при работе (пуски, остановки, изменения мощности в широком диапазоне, динамические эксперименты), при которых чаще всего и происходят нарушения в работе ИЯУ;
- частые перегрузки активных зон и постоянное перемещение облученных изделий (на исследования, в бассейны выдержки, на длительное хранение, на утилизацию и т.д.);
- высокая цикличность нагрузок на основное оборудование активных зон и первого контура, вследствие большого количества малых по продолжительности кампаний;
- высокая плотность нейтронного потока в активных зонах исследовательских реакторов, приводящая к быстрому набору предельного флюенса на элементы активных зон и повышению вероятности их отказов;
- наличие высокообогащенного топлива обостряет проблему нераспространения ядерных материалов и требует эффективных систем их учета и физической защиты;
- оснащенность экспериментальными устройствами и связанные с ними особенности эксплуатации;
- меньшее, чем у энергетических реакторов количество физических барьеров, препятствующих распространению продуктов деления, особенно у бассейновых исследовательских реакторов и критических сборок.
Считается, что к реакторам свыше 1 МВт должен применяться максимальный объем требований по безопасности, содержащихся в нормах и правилах, а сокращение объема требований возможно только для исследовательских реакторов мощностью до 1 МВт, критических и подкритических стендов практически нулевой мощности, не требующие систем принудительного аварийного расхолаживания активной зоны с учетом их свойств самозащищенности и на основе конкретных обоснований безопасности, представляемых их владельцами для проведения независимой экспертизы.
Задачей представленной концепции гибридной высокопоточной реакторной установки является обоснование работоспособности трехконтурной схемы теплоотвода и свойств самозащищённости при нарушениях в системе отвода тепла.
1.1. Основные параметры реакторной установки
Основные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 50 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 1.
Таблица 1. Основные параметры высокопоточной ИЯУ
| ПАРАМЕТР | ЗНАЧЕНИЕ |
|---|---|
| Отводимая мощность, [МВт] | 25 |
| Максимальная плотность теплового потока, см^(-2)с^(-1) | 2,2×10^15 |
| Тип реактора | Реактор с водяным охлаждением под давлением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой |
| Топливо | Диоксид урана, 20% 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 систем охлаждения | 2 |
| Количество контуров охлаждения | 3 |
| Теплоноситель I контура | Легкая вода |
| Диаметр активной зоны, мм | Ø480 |
| Высота активной зоны, мм | 600 |
| Расход теплоносителя I контура, [т ч^(-1)] | 1208 |
| Температура на входе в ТВС, [° C] | 124 |
| Температура на выходе в ТВС, [° C] | 159 |
| Подогрев теплоносителя в активной зоне, [° C] | 35 |
| Максимальная температура твэлов, [° C] | 229 |
| Потеря напора на активной зоне, кПа | 270 |
| Давление на выходе из активной зоны, [Па] | 4.7 ×10^6 |
| Гидравлический диаметр циркуляционных трубопроводов [мм] | 400 |
| Количество циркуляционных насосов первого контура, шт | 2 |
| Количество циркуляционных насосов контура охлаждения бассейна, шт | 2 |
1.2. 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). В центральной части активной зоны имеется замедляющая полость с ячейками облучения, в которых обеспечивается максимальный нейтронный поток свыше 2×1015 н/(см2·с). В Таблице 2 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа.
Таблица 2. Характеристики ТВС BBP-КН [5]
| Параметр | Значение |
|---|---|
| Обогащение 235U, % | 19,7 |
| Плотность урана, [г×см^(-3)] | 2.8 |
| Масса 235U в ТВС, [г] | |
| 8-трубная | 250 |
| 5-трубная | 199 |
| Число твэлов | |
| 8-трубная | 8 |
| 5-трубная | 5 |
| Толщина твэла, [мм] | 1.6 |
| Толщина сердечника, [мм] | 0.7 |
| Толщина оболочки, [мм] | 0.45 |
| Площадь теплопередающей поверхности, [м^2] | 1.34 |
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
Нейтронно-физический расчет реактора проводится для геометрии, представленной на Рисунке 3 по программе MCU [6] для мощности реактора 50 МВт. Для этого варианта в качестве отражателя принималась тяжелая вода. На Рисунке цифрами указаны положение
4-х контрольных точек, расчетные параметры нейтронного потока для которых указаны в Таблице 3.
Рисунок 3 – Схема геометрии активной зоны с указанием материалов для проведения нейтронно-физического расчета
На Рисунке 4 приведено расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла, используемое для определения максимальных температур в ТВС
Рисунок 4 – Расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла
2. Описание системы отвода тепла
Система отвода тепла от ИЯУ состоит из двух подсистем:
- Система теплоотвода от активной зоны;
- Система теплоотвода от теплоносителя бассейна реактора.
Каждая из этих подсистем для предотвращения выхода радионуклидов в окружающую среду выполнена по трехконтурной схеме. Первый контур охлаждает активную зону или отражатель, промежуточные контуры выполнены в виде тепловой трубы и через теплообменники-испарители и теплообменники-конденсаторы передают тепло от первого контура к третьему контуру, который выполнен в виде вытяжной трубы на естественной тяге. Использование вытяжной трубы позволяет использовать в качестве конечного поглотителя атмосферный воздух, что решает проблему водоподготовки для предотвращения накипи в трубках теплообменников в случае использования градирен или подобных оросительных систем с выпариванием воды.
2.1. Контур теплоотвода от активной зоны
Расположение корпуса реактора в бассейне позволяет обеспечить переход с принудительной циркуляции через активную зону на естественную в пассивном режиме.
2.2. Промежуточный контур тепловой трубы
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 6 – 3-D модель 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.
1 – циркуляционные насосы; 2 – напорный «холодный» трубопровод; 3 – компенсатор давления; 4 – корпус реактора; 5 – активная зона; 6 – отводящий «горячий» трубопровод; 7 – парогенератор; 8 – всасывающий трубопровод насосов; 9 – обратный клапан; 10 – выпускные клапаны естественной циркуляции;
11 – впускной клапан естественной циркуляции
Рисунок 5 – Внешний вид первого контура охлаждения активной зоны высокопоточной реакторной установки
Для рассматриваемых параметров реакторной установки расчетные параметры тепловой трубы для передачи тепла от реактора приведены в Таблице 4:
Таблица 4 Основные расчетные параметры тепловой трубы
| Параметр | Значение |
|---|---|
| Давление в парогенераторе, [кПа ] | 205 |
| Температура насыщения, [°С] | 121 |
| Расход теплоносителя (вода), [т/ч] | 111,6 |
| Температура возвращаемого дистиллята, [°С] | 65 |
2.3. Контур передачи тепла конечному поглотителю (атмосферному воздуху)
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 7 – Схема передачи тепла конечному поглотителю, фрагмент разреза трубчатки воздушного теплообменника (вверху) и схема циркуляции теплоносителя в воздушном теплообменнике (внизу)
Для расчетного анализа воздушного охлаждения приняты следующие параметры вытяжной трубы:
- Высота трубы 300 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 [7] для мощности теплоотвода 50 МВт дали результаты, приведенные в Таблице 5.
Таблица 5 Основные расчетные параметры вытяжной трубы
| ПАРАМЕТР | ЗНАЧЕНИЕ |
|---|---|
| Отводимая мощность, [МВт] | 50 |
| Температура воздуха на входе, [°С] | 24 |
| Температура воздуха на выходе, [°С] | 63,5 |
| Расход воздуха, [кг/с] | 1237 |
| Перепад давления на вытяжной трубе, [кПа] | 3,5 |
| Перепад давления на теплообменнике, [Па] | 85 |
2.4. Контур охлаждения отражателя в бассейне реактора
Прикладная ценность реакторной установки определяется, прежде всего, возможностями облучения и наработки изотопов. Представленная концепция обеспечивает широкий выбор для оптимизации конструкций каналов облучения и материала отражателя. Пли необходимости можно изменять конструкцию обручальных объёмов и менять блоки отражателя, так как они расположены непосредственно в бассейне, а следовательно доступ к ним открыт.
Высокая плотность нейтронов в активной зоне обуславливает существенный уровень тепловыделения в отражателе и в расположенных в нём каналах облучения, поэтому предусматривается охлаждение принудительным нисходящим потоком теплоносителя, который затем подается в систему охлаждения – контур охлаждения бассейна (КОБ), а охлаждённый теплоноситель возвращается в бассейн реактора. В случае прекращения принудительной циркуляции в КОБ предусмотрен клапан, обеспечивающий открытие контура естественной циркуляции через отражатель и расположенные в нем облучательные устройства (Рисунок 8).
Передача тепла от КОБ конечному поглотителю тепла, например, атмосферному воздуху, может быть организована аналогично теплоотводу от первого контура с использованием той же самой вытяжной трубы.
1 – бассейн реактора; 2 – корпус реактора; 3 – активная зона; 4 – отражатель нейтронов; 5 – клапан естественной циркуляции через отражатель; 6 – отводящий «горячий» трубопровод; 7 – циркуляционные насосы; 8 – напорный трубопровод насосов; 9 – парогенератор; 10 –трубопровод возврата охлажденной воды в бассейн
Рисунок 8 – Внешний вид контура охлаждения бассейна (КОБ), отводящего тепло от отражателя и облучательных устройств
2.5. Пассивная система перехода не естественную циркуляцию
Важной составляющей предлагаемой концепции является переход на естественное расхолаживание активной зоны с использованием пассивных систем безопасности. Основой этих систем являются клапана естественной циркуляцией размещенные непосредственно в бассейне реакторной установки и открывающиеся при снижении расхода через активную зону (клапаны на трубопроводе выхода теплоносителя из реактора), а так же при снижении давления в первом контуре (клапаны на напорном трубопроводе подачи теплоносителя в реактор).
Вид и размещение этих клапанов в первом контуре приведено на Рисунке 9. В верхней левой части Рисунка 9 показаны клапана, срабатывающие по снижению расхода через активную зону. Прицеп их работы основан на том, что под действием более высокого давления в трубопроводе подачи воды в реактор поршень перемещается в верхнее положение и связанное с ним штоком седло запирает выходное отверстие в нижней части трубопровода на выходе из реактора. При снижении расхода перепала давления на реакторе становится недостаточно, чтобы удержать поршень в поднятом состоянии, поэтому он опускается под действием собственного веса и перепада давления на седле, открывая тем самым канал для выхода теплоносителя из первого контура в бассейн реактора. Это приводит к опорожнению компенсатора давления с большим объемом относительно холодной воды (выполнение функции системы аварийного охлаждения реактора – САОР), подаче охлажденного теплоносителя в активную зону и быстрому снижению давления в первом контуре. После выравнивания давления в первом контуре и бассейн реактора происходит открытие клапана, показанного в правой нижней части Рисунка 9.
По своей сути, этот клапан является обратным клапаном и может быть заменен стандартной конструкцией, однако в целях предотвращения заклинивания запорный элемент выполнен в виде подвешенного на тросиках диска, перекрывающего отверстие при превышении давления в первом контуре над давлением в бассейне.
1 – корпус реактора; 2 – отражатель нейтронов; 3 – напорный трубопровод первого контура; 4 – отводящий «горячий» трубопровод; 5 – компенсатор давления – бак САОР; 6 – обратный клапан; 7 – выпускной клапан естественной циркуляции первого контура в бассейн; 8 – канал выхода теплоносителя выпускного клапана; 9 – впускной клапан естественной циркуляции первого контура; 9 – канал входа теплоносителя из бассейна
Рисунок 9 – Внешний вид оборудования для перехода на естественную циркуляцию через бассейн
3. Анализ режимов работы системы охлаждения ИЯУ
Результаты расчетного анализа по трехконтурной модели реакторной установки в коде RELAP5/MOD3.2 [8] показали эффективность предложенной системы охлаждения и достижимость высокого уровня тепловой мощности реактора (50 МВт), который соответствует максимальной плотности нейтронного потока в центральной замедляющей полости свыше 2 × 1015 см-2с-1. Ввиду ограниченной возможности подробного представления расчетных результатов ниже приведены лишь некоторые данные по динамике изменения термодинамических параметров в системе теплоотвода от активной зоны при стационарном режиме и в режиме полной потери электроснабжения. Результаты расчета теплогидравлических параметров системы теплоотвода от отражателя и бассейна не представлены как менее значимые.
3.1. Расчетные параметры реакторной установки в номинальном режиме
После вывода реакторной установки на номинальный уровень мощности 50 МВт устанавливаются стационарные теплогидравлические параметры в системе теплоотвода от активной зоны, приведенные на Рисунках 10 и 11.
Теплоотвод от активной зоны в первом контуре с давлением 5 МПа обеспечивается, например, 2-мя насосами ГЦЭН-146П в герметичном исполнении, работающими по параллельной схеме с суммарным расходом теплоносителя ~1200 т/ч. При этом обеспечивается температура теплоносителя на входе в активную зону 124°С и подогрев на выходе из неё до 159°С.
Теплоотвод от первого контура производится с использованием парогенератора контура тепловой трубы (промежуточный контур). Генерируемый в парогенераторе насыщенный пар с давлением 0,2 МПа (температура насыщения 124°С) направляется в воздушный теплообменник, где конденсируется с теплообменных трубках, а конденсат под действием гравитации возвращается обратно в парогенератор с расходом 111,6 т/ч. При конденсации пара в воздушном теплообменнике проходящий через него атмосферный воздух подогревается в среднем с 24°С до 64,5°С при расходе воздуха через вентиляционную трубу 1237 кг/с.
1 – расход теплоносителя в I контуре; 2 – расход теплоносителя во втором контуре; 3 – расход теплоносителя в контуре передачи тепла конечному поглотителю
Рисунок 10 – Колебания расхода теплоносителя в контурах теплоотвода от активной зоны при мощности 50 МВт
1-1 – температура теплоносителя на входе в активную зону;1-2 – температура теплоносителя на выходе из активной зоны;2-1– температура теплоносителя на выходе из парогенератора;2-2 – температура теплоносителя на входе в парогенератор;3-1– температура атмосферного воздуха на входе в воздушный теплооменник;3-2 – атмосферного воздуха на выходе их воздушного теплообменника
Рисунок 11 – Колебания расхода теплоносителя в контурах теплоотвода от активной зоны при мощности 50 МВт
Таким образом представленная система теплоотвода от активной зоны при максимальной мощности 50 МВт обеспечивает достаточную интенсивность теплоотвода для поддержания температурных режимов ТВС с алюминиевыми твэлами в допустимых параметрах эксплуатации.
3.2. Расчетные параметры реакторной установки при полном отказе принудительной циркуляции
Одной из важнейших характеристик безопасности реакторной установки является возможность обеспечения безопасного теплоотвода в аварийных режимах, например при полной потере электроснабжения. В этом случае специальные клапаны пассивного действия переводят расхолаживание активной зоны из режима принудительной циркуляции в режим естественной циркуляции теплоносителя через бак реактора. Расчетные параметры изменения расхода теплоносителя по контурам охлаждения с момента потери электроснабжения представлены на Рисунке 12. Динамика изменение температуры твэлов по расчетным участкам активной зоны при переходе с принудительной циркуляции на естественную приведена на Рисунке 13.
Сплавы алюминия используют в твэлах активных зон реакторов при температуре не выше 250-270°C [9]. Диапазон максимальных рабочих температур твэлов в рассматриваемой реакторной установке удовлетворяет этому требованию.
1 – расход теплоносителя в I контуре; 2 – расход теплоносителя во втором контуре (тепловая труба); 3 – расход теплоносителя в контуре передачи тепла конечному поглотителю (вытяжная труба)
Рисунок 12 – Изменение расхода теплоносителя в контурах теплоотвода от активной зоны при потере электроснабжения
Рисунок 13 – Динамика изменение температуры твэлов в различных расчетных участках активной зоны при переходе с принудительной циркуляции на естественную
4. 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
- 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
- Кузнецов В.М., Хвостова М.С., Безопасность исследовательских ядерных установок, Безопасность в техносфере. Т. 7. № 1. С. 57-72.
- 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
- Vitaly Uzikov, JSC “SSC RIAR”, Irina Uzikova, Assystem E&OS. Power-independent cooling system for a high-power research reactor. – Text: electronic //– URL: https://www.researchgate.net/publication/352684970_Power-independent_cooling_system_for_a_high-power_research_reactor (date of request: 24.01.2022).
- 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.
- Алямовский, А. А. SolidWorks Simulation. Как решать практические задачи [Текст] / – БХВ-Петербург, 2012, – 488 с.
- RELAP5/MOD3 Code Manual Volume 2: User’s Guide and Input Requirements. INEL-95/0174, NUREG/CR-5535. 1995.
- Устройство и способ для нанесения покрытий оболочек тепловыделяющих элементов, патент RU2561975C1, Патентообладатель ГК РОСАТОМ АО «ГНЦ ТРИНИТИ»
uzikof@gmail.com
uzikov62@mail.ru
Address
Bratskaya st., 27 apt. 61 Dimitrovgrad, Ulyanovsk region, Russia, 433515
Call Us
+7 917 622 40 47