Авторы
Анфимов А.М., Тимин Д.А.
Организация
АО «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И.И. Африкантова», Нижний Новгород, Россия
Тимин Д.А. – инженер-конструктор 3 категории. Контакты: 603074, Нижегородская обл., Нижний Новгород, Бурнаковский проезд, 15. Тел.: (831) 246-94-40; e-mail:
Анфимов А.М. – начальник бюро подразделения физических и теплогидравлических расчетов стационарных реакторных установок.
Аннотация
В статье представлен расчетный анализ поведения 3-контурной, 3-петлевой реакторной установки (РУ) типа БН с интегральной компоновкой первого контура и характеристиками, близкими к характеристикам эксплуатируемых энергетических установок, в условиях разрыва циркуляции теплоносителя первого контура. Разрыв циркуляции может произойти в результате истечения натрия первого контура из реактора, приводящего к снижению уровня натрия ниже входных окон промежуточных теплообменников (ПТО). Прекращение принудительного расхода через ПТО приводит к резкому снижению теплоотвода от реактора, в результате чего может происходить его разогрев.
Анализ динамики разогрева и последующего расхолаживания реактора в условиях разрыва циркуляции натрия первого контура является предметом рассмотрения в рамках данной работы. Расчеты были выполнены для нескольких вариантов состава функционирующего оборудования (расхолаживание через парогенераторы, через 3 петли системы аварийного расхолаживания (САРХ)).
Моделирование поведения РУ БН в условиях аварии с разрывом циркуляции натрия первого контура проводилось с использованием аттестованного кода СОКРАТ-БН.
Результаты исследований аварии с разрывом циркуляции теплоносителя первого контура с учетом различных мер по ее управлению показали:
1) В случае расхолаживания РУ на трех петлях через парогенератор (ПГ) температуры оболочек твэл и корпуса реактора не достигают максимально допустимых значений.
2) В случае расхолаживания реактора после разрыва циркуляции в первом контуре за счет подключения трех петель САРХ отводимой от а. з. реактора мощности будет недостаточно для обеспечения его расхолаживания.
Ключевые слова
анализ безопасности, натрий, расчетные исследования, быстрый натриевый, реакторная установка, система аварийного расхолаживания, воздушный теплообменник, активная зона, промежуточный теплообменник, тепловыделяющая сборка, разрыв циркуляции
УДК 621.039.586
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 1, c. 101–106