ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛООБМЕНА ПРИ КИПЕНИИ НАТРИЯ В МОДЕЛИ ТВС В ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Авторы

Хафизов Р.Р., Сорокин А.П., Труфанов А.А., Иванов Е.Ф., Привезенцев В.В.

Организация

АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Привезенцев В.В. – ведущий научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко 1, Тел: (484) 399-56-57, e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Сорокин А.П. – заместитель директора отделения безопасности ядерно-энергетических установок, доктор технических наук.
Иванов Е.Ф. – ведущий научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, кандидат технических наук.
Хафизов Р.Р. – научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок.
Труфанов А.А. – заместитель генерального директора – директор отделения безопасности ядерно-энергетических установок.

Аннотация

Численное моделирование развития аварийной ситуации типа ULOF в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем указывает на возникновение кипения натрия в активной зоне. Существенное влияние на результаты расчётов оказывает используемая в коде модель двухфазного потока теплоносителя, которая требует экспериментального подтверждения. Для исключения развития аварийной ситуации, приводящей к разрушению элементов активной зоны, предложено конструктивное решение, заключающееся в использовании «натриевой полости» над активной зоной реактора. На созданной в ГНЦ РФ – ФЭИ установке впервые получены данные экспериментальных исследований теплообмена при кипении натрия в модельной ТВС реактора на быстрых нейтронах в режимах естественной и вынужденной циркуляции с «натриевой полостью». Показана возможность обеспечения длительного охлаждения тепловыделяющей сборки(ТВС) в диапазоне теплового потока на поверхности имитаторов твэлов до 140 и до 170 кВт/м², соответственно, в режиме естественной и вынужденной циркуляции. Полученные данные использованы для уточнения расчётной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчётного кода COREMELT.

Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, экспериментальные исследования, модель ТВС, тепловыделяющий элемент, тепловой поток, естественная и вынужденная циркуляция, кипение натрия, двухфазный поток, режим течения, теплопередача

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

1. Волков А.В., Кузнецов И.А. Усовершенствованная модель кипения натрия для анализа аварий в быстром реакторе. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2006, №2, С. 101–111.

2. Ашурко Ю.М., Андреева К.А., Бурьевский И.В. и др. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, №3, С. 5–13.

3. Haga K. Loss of flow experiment in a 37 pin bundle LMRBR Fuel assembly. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, pp. 305–318.

4. Yamaguchi K. Flow pattern and dryout under sodium boiling conditions at decay power levels. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 99, no. 3, pp. 247–263.

5. Huber F., Kaiser A., Mattes K., Peppler W. Steady State and Transient sodium boiling experiments in a 37 pin bundle. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 100, pp. 377–386.

6. Gnatt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.F. Sodiumboiling experiments in the THORS Facility. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, pp. 241–280.

7. Seiler J.M. Studies on sodium boiling phenomena in out-of-pile rod bundles for various accidental situation in LMFBR: experiments and interpretations. Nuclear Engineering and Design, 1986, vol. 82, pp. 227–239.

8. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Теплообмен при кипении жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. Атомная энергия, 1999, Т. 87, Вып. 5, С. 337–342.

9. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Расчетно-экспериментальные исследования условий устойчивого теплообмена при возникновении кипения жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. Известия вузов. Ядерная энергетика, 1999, №2, С. 59–70.

10. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. Теплоэнергетика, 2003, №3, С. 20–26.

11. Сорокин Г.А., Ниноката Х., Эндо Х. и др. Экспериментальное и расчётное моделирование теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №4, С. 92–106.

12. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф.и др. Теплообмен при кипении жидкого металла в системе каналов в режиме естественной циркуляции. Теплоэнергетика, 2007, №3, С. 43–51.

13. Зейгарник Ю.А., Литвинов В.Д. Кипение щелочных металлов в каналах. М.: Наука, 1983.

14. Боришанский В.М., Кутателадзе С.С., Новиков И.И., Федынский О.С. Жидкометаллические теплоносители. М.: Атомиздат, 1976.

УДК 621.039.526.034+621.039.546.8:536.26

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 5, 5:9

БРОНД-3.1

Архив

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕПЛООБМЕНА ПРИ КИПЕНИИ НАТРИЯ В МОДЕЛИ ТВС В ОБОСНОВАНИЕ БЕЗОПАСНОСТИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ