Авторы
Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Денисова Н.А.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Кузина Ю.А. – начальник отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-86-63; e-mail:
Сорокин А .П. – главный научный сотрудник, доктор технических наук.
Денисова Н.А. – ведущий инженер.
Аннотация
В статье представлены результаты экспериментальных исследований на интегральной водяной модели полей температуры и структуры движения неизотермического теплоносителя в первом контуре реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем в различных режимах: принудительной циркуляции, при переходе к режиму расхолаживания и аварийном расхолаживании с естественной конвекцией теплоносителя. Показано, что в результате действия подъемных сил при движении неизотермического теплоносителя в верхней камере реактора на периферии ее нижней области над боковыми экранами формируется изотермическая устойчивая зона холодного теплоносителя, размеры которой с ростом общего расхода воды увеличиваются. Выявлена существенная и устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней (горячей) камеры реактора над боковыми экранами, в холодной и напорной камерах, элеваторной выгородке, системе охлаждения корпуса реактора, на выходе из промежуточных и автономных теплообменников в различных режимах их работы. На границах раздела стратифицированных и рециркуляционных образований зафиксированы большие градиенты и пульсации температуры. Во всех исследованных вариантах расхолаживания температура теплоносителя на выходе из головок тепловыделяющих сборок активной зоны понижается, а температура теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры увеличивается по сравнению с режимом принудительной циркуляции. Подтверждена высокая эффективность пассивной системы аварийного расхолаживания реактора на быстрых нейтронах большой мощности с погружными автономными теплообменниками. Так, при работе в штатном режиме даже при отказе трех погружных автономных теплообменников температура оборудования внутри реактора остается в допустимых пределах и отвод тепла остаточного энерговыделения от реактора обеспечивается без превышения пределов безопасной эксплуатации. Полученные результаты могут быть использованы как для верификации расчетных кодов, так и для приближенной оценки параметров реакторной установки при пересчете по критериям подобия.
Ключевые слова
быстрый реактор, бак реактора, интегральная компоновка, погружные теплообменники, эксперимент, теплогидравлика, температурная стратификация
теплоносителя, вынужденная конвекция, естественная конвекция, аварийное расхолаживание
УДК 621.039.516.25:621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 1, c. 169–181