ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы

Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года

English (UK)

ISSN 2414-1038 (online)

РАСЧЕТНАЯ ОЦЕНКА ВЫХОДА РАДИОЛИТИЧЕСКОГО ВОДОРОДА ИЗ БАССЕЙНА ВЫДЕРЖКИ ЭГП-6 БИЛИБИНСКОЙ АЭС ПРИ ЗАПРОЕКТНОЙ АВАРИИ

EDN: UCVASI

Авторы

Казанцев А.А., Супотницкая О.В., Сергеев В.В., Астахова Н.Э.

Организация

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

Казанцев А.А. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук, доцент. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-51-97; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Супотницкая О.В. – начальник лаборатории.
Сергеев В.В. – старший научный сотрудник.
Астахова Н.Э. – инженер-теплофизик 1 категории.

Аннотация

В статье представлено описание расчетной методики определения выхода радиолитического водорода в зависимости от мощности остаточного тепловыделения. В методике дополнительно учтен выход водорода при изменении растворимости водорода от температуры воды, которая определяет скорость нелинейного выхода растворенного водорода в газовый объём бассейна при росте температуры воды. Представленная методика используется для определения скорости выхода растворенного радиолитического водорода с целью нахождения источников водорода в помещении бассейна выдержки (БВ). Рассматриваются процессы, происходящие при запроектной аварии кипящего реактора Билибинской АЭС с естественной циркуляцией теплоносителя в бассейне выдержки (БВ). В качестве исходного события рассматривается нарушение теплоотвода при хранении ядерного топлива (ЯТ) в БВ при отказе системы вентиляции и отказе систем электроснабжения помещения БВ. В зависимости от величины суммарной мощности ТВС в бассейне БВ рассмотрен консервативный и реалистический варианты сценария аварии. В консервативном подходе рассматривается момент, когда мощность остаточных тепловыделений максимальна, вода в БВ испаряется при нагреве до температуры насыщения или немного ниже. Учет растворенного водорода практически удваивает скорость выхода водорода на интервале времени нагрева воды. В реалистичном подходе рассмотрен вариант с реальным современным суммарным остаточным тепловыделением, когда при недостаточной мощности вода нагревается до температуры существенно ниже температуры кипения и испаряется с поверхности за значительно большее время. Выход растворенного в воде БВ водорода при этом существенно снижается. В настоящей работе расчет зависимости от температуры интенсивности испарения с 1 м2 поверхности основан на международном стандарте VDI-2089, где скорость испарения обусловлена градиентом парциального давления на поверхности воды и давлением пара в газовом объёме.

Ключевые слова
кипящий реактор, продукты радиолиза, Билибинская атомная электростанция (БиАЭС), энергетический гетерогенный петлевой реактор с 6 петлями циркуляции теплоносителя (ЭГП-6), водородная взрывобезопасность, растворимость водорода в воде, запроектная авария (ЗПА), бассейн выдержки (БВ), отработанное ядерное топливо (ОЯТ), отработанная тепловыделяющая сборка (ОТВС), реакторная установка (РУ), теплообменник (ТО), испарение с зеркала бассейна

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.534:541.15

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 4, c. 99–109