Авторы
Виноградов А.В., Камаев А.А., Дробышев А.В., Крючков Е.А., Пахомов И.А.
Организация
АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Виноградов А.В. – научный сотрудник. Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко 1, Тел: (484) 399-50-56, e-mail:
Камаев А.А. – заместитель директора Отделения безопасности ядерно-энергетических установок, начальник отдела, кандидат технических наук.
Дробышев А.В. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук, доцент,
Крючков Е.А. – начальник лаборатории.
Пахомов И.А. – начальник лаборатории.
Аннотация
В статье представлены основные принципы и основные результаты расчетно-экспериментальных исследований по обеспечению пожарной безопасности при возможных протечках натриевого теплоносителя в технологических помещениях энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах (БН). Основой для формирования принципов пожарной безопасности служат положения существующих нормативных документов по обеспечению пожарной безопасности объектов атомной энергетики. Представлены положения проекта дополнительно разработанного нормативного документа по обеспечению пожарной (натриевой) безопасности, отражающего специфику реакторов БН (применение натрия в качестве теплоносителя). Необходимость в данном нормативном документе возникла в процессе работ по обоснованию противопожарной безопасности реакторов БН. Сформированы концепция построения и состав системы обеспечения пожарной безопасности эксплуатируемых и перспективных реакторов на быстрых нейтронах. Представлены результаты расчетно-экспериментальных исследований в обоснование эффективности системы обеспечения пожарной безопасности в помещениях перспективной реакторной установки большой мощности, средств предотвращения протечек натрия первого контура и перспективных систем обнаружения течей натрия. Рассмотрена проблема обеспечения пожарной безопасности реакторов типа БН при струйном истечении и капельном горении натрия. Представлены основные результаты экспериментальных работ по распылению (диспергированию) натрия и его горению, выполненных зарубежными специалистами (Франция). Приведены аналитические соотношения для оценки роста давления и температуры газовой среды (воздух) в технологических помещениях реактора БН в процессе горения распыленного натрия, полученные на основе анализа зарубежных экспериментов. По результатам экспериментальных исследований с истечением натрия через дефекты в оборудовании или трубопроводах сделан вывод о возможности безопасной локализации протечек натрия через дефекты в трубопроводах и оборудовании при наличии на них теплоизоляции и облицовки.
Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, натрий, теплоноситель, безопасность, течи натрия, горение натрия, натриевый пожар, противопожарная безопасность, система обеспечения пожарной безопасности, основные принципы построения, расчетно-экспериментальные исследования
УДК 621.039.58
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 5, 5:10