EDN: GZULTU
Авторы
Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Денисова Н.А.
Организация
Акционерное общество «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Кузина Ю.А. – директор отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Обнинск, пл. Бондаренко, д. 1. Тел.: (484) 399-86-63; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
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. 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, натриевый теплоноситель, бак реактора, автономные теплообменники, камеры смешения, эксперимент, принудительная циркуляции. аварийное расхолаживание, температурная стратификация теплоносителя, пульсации температуры
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Под общ. ред. В.И. Рачкова. М.: ИздАт, 2012.
- Рачков В.И., Калякин С.Г., Кухарчук О.Ф., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. От первой АЭС до ЯЭУ поколения IV (к 60-летию Первой АЭС). Теплоэнергетика, 2014, № 5, с. 11–19.
- Takeda H., Koga T., Kanno J. Study on similarity rule for natural convection water test of LMFBR. Evaluation of Decay Heat Removel by Natural Convection. Specialists Meeting of IAEA. Oarai Engineering Center, PNC, Japan, February 22–23, 1993. IWGFR/88, IAEA, 1993, pp. 58–66.
- Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплофизические исследования в обоснование проектов и безопасности ядерных реакторов нового поколения. Атомная энергия, 2012, т. 112, вып. 1, с. 12–18.
- Ушаков П.А., Сорокин А.П. Проблемы моделирования на воде аварийного остаточного тепловыделения естественной конвекцией в камерах быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-2585. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 1997.
- Опанасенко А.Н. Теплогидравлика верхней области бака быстрого реактора в различных режимах работы. Препринт ФЭИ-2623. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ, 1997.
- Sobolev V.A., Voronov V.N., Kuzavkov N.G. Analysis of decay heat removal for the core using passive cooling system. Proc Intern. Top. Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety. Obninsk, Russia, Oct. 3–7, 1994, vol. 4, pp. 6–17.
- Ушаков П.А., Сорокин А.П. Роль гидравлических сопротивлений при моделировании на воде естественной конвекции в баках быстрых реакторов. Теплоэнергетика, 2000, № 5, с. 9–14.
- Матюхин Н.М., Сорокин А.П. Нестационарная естественная конвекция и проблемы моделирования аварийного отвода остаточного тепловыделения в реакторах типа БН. Препринт ФЭИ-2933. Обнинск: ОНТИ ГНЦ РФ – ФЭИ. 2002.
- Matjukhin N.M., Sorokin A.P. Transient natural circulation and issues of modelling thermohydraulic in the primary circuit of fast reactors in conditions of decay heat removal. Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid coolant in single/two-phase (working material). IAEA, TWG-FR/125. Vienna: Austria, 2005. Pp. 420–427.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Аварийное расхолаживание реакторов на быстрых нейтронах естественной конвекцией (обзор). Теплоэнергетика, 2013, № 5, с. 42–51.
- Кодочигов Г.Н., Кодочигов Н.Г., Маров И.В., Марова Е.В., Маслов А.М., Петрунин В.В., Шепелев С.Ф. Физико-технические основы перспектив развития ядерно-энергетической системы России. Сборник тезисов докладов всероссийской научно-технической конференции «Научно-технические проблемы атомной энергетики». Обнинск, АО «ГНЦ РФ – ФЭИ». Обнинск: АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2024. С. 3–4.
- Кузина Ю.А., Арнольдов М.Н., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. Теплофизические исследования: от первого стенда к крупномасштабной атомной энергетике. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, вып. 2, с. 236–255.
- Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В., Грабежная В.А., Загорулько Ю.И., Камаев А.А., Орлов Ю.И. Комплексные исследования актуальных проблем теплофизики быстрых реакторов. Избранные труды АО «ГНЦ РФ – ФЭИ». Отв. ред. А.А. Говердовский. Обнинск: АО «ГНЦ РФ – ФЭИ», 2021. С. 252–256.
- Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Денисова Н.А. Экспериментальные исследования внутри корпусных теплогидравлических процессов с стратификацией теплоносителя в первом контуре реакторов на быстрых нейтронах с интегральной компоновкой оборудования в различных режимах работы. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2022, № 1, c. 169–181.
- Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Дельнов В.Н., Денисова Н.А., Сорокин Г.А. Теплогидравлические исследования щелочных жидкометаллических теплоносителей в обоснование ядерных энергетических установок. Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика, 2022, № 2, c. 49–61.
- Kuzina Yu.A., Sorokin A.P. Fundamental and applied investigatons of the liquid-metal cooled fast reactor thermal hydraulics (Achieved results and further investigaton issues). Nuclear Engineering and Design, 2023, vol. 409, no. 1, 112250. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2023.112350.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Алексеев В.В., Дельнов В.Н. Фундаментальные и прикладные исследования теплофизики реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Достигнутые результаты и проблемы дальнейших исследований. Доллежалевские чтения. VII–VIII циклы [Электронный ресурс]: сборник лекций и презентаций. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ», 2024. С. 410–463. Доступно на: https://www.nikiet.ru/page/news/files/dollezhall_chtenia_7_8c.pdf (дата обращения 16.01.2025).
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2025, № 1, c. 135–149
