AtomInfo.Ru


Теплофизика перспективных РУ - основные направления

AtomInfo.Ru, ОПУБЛИКОВАНО 28.10.2012

С 24 по 26 октября в ГНЦ РФ-ФЭИ прошла научно-техническая конференция "Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах" ("ТЕПЛОФИЗИКА-2012").

Один из пленарных докладов конференции был посвящён основным направлениям и результатам теплофизических исследований РУ нового поколения, а также состоянию и перспективам работ по модернизации экспериментальной теплофизической и материаловедческой базы ФЭИ.

Доклад подготовлен большой группой авторов. Представил его собравшимся Александр Сорокин.

ПРОДОЛЖЕНИЕ ПОСЛЕ ФОТО

Александр Сорокин, фото AtomInfo.Ru

Основные направления

Основные направления работ в области тепло- и массообмена, физхимии и технологии теплоносителей быстрых реакторов нового поколения и легководных реакторов сосредоточены по следующим проектам:

- натриевые реакторы (БН-800, БН-1200, МБИР).

- реакторы с ТЖМТ (БРЕСТ-ОД-300, СВБР-100),

- усовершенствованные водоохлаждаемые реакторы (АЭС-2006, реакторы с топливом ТВС-КВАДРАТ),

- инновационные проекты (БН-ВТ, ВВЭР-СКД).

Кроме этого, ведутся работы по разработке и верификации кодов для численного моделирования процессов тепло- и массообмена в реакторах, а также по модернизации и развитию экспериментальной теплофизической и материаловедческой базы.

БН-800

По натриевому направлению одна из важнейших задач проведения НИОКР в обоснование безопасности блока с БН-800 - обеспечение своевременного ввода в эксплуатацию первой очереди натриевого стенда САЗ.

Это крупнейший в мире натриевый стенд, и на нём планируется выполнить экспериментальное обоснование алгоритма формирования аварийных сигналов и эффективной работы исполнительных механизмов систем автоматического отключения секции парогенераторов - причём в условиях, близких к натурным. Данную задачу нужно решить не позднее следующего года.

Стенд САЗ - изотермический, воспроизводящий в реальном масштабе трубопроводы и оборудование секции парогенераторов. Объём натрия в контуре 25 м3, максимальный расход 1200 м3/ч, максимальная температура 510°C. Подведённая мощность стенда 3 МВт.

Монтаж стенда САЗ

К сегодняшнему дню, требования к системам обнаружения течи в ПГ "натрий-вода" для БН-800 сформулированы, и разработана система автоматической защиты парогенератора. Как уже сказано, для обоснования системы будут выполнены экспериментальные работы на стенде САЗ.

Среди прочего, предполагается исследовать режимы работы основного оборудования во всём спектре аварийных ситуаций, включая течь воды в натрий при разрыве ТОТ полным сечением. Будут изучаться эффективность работы приборов контроля течей воды в натрий, масштабы коррозионных повреждений ТОТ при таких течах, гидродинамические процессы и напряжения при аварийных сбросах теплоносителя.

Кроме того, на стенде будут отрабатываться методы интенсивной очистки натриевого контура от продуктов реакции натрия с водой и методы ремонта оборудования без изъятия из контура.

БН-1200

Проект БН-1200 значительно отличается от проекта БН-800. Реактор, строящийся сейчас на Белоярке, опоясан по периметру с внешней стороны более чем двумя десятками различных систем. В проекте БН-1200 была поставлена задача спрятать эти системы внутрь реакторного бака, и эта задача сейчас решается.

Среди встраиваемых в бак реактора БН-1200 систем особо выделяют систему очистки (фильтр-ловушки) натрия первого контура. Кроме этого, в проекте предлагается принципиально новая система аварийного отвода тепла со встроенными в корпус реактора автономными теплообменниками.

Компоновка РУ БН-1200

Среди НИОКР в обоснование безопасности БН-1200 можно сегодня выделить следующие направления:

- верификация расчётных кодов, используемых при обосновании проектных решений при тяжёлых авариях,

- исследования систем безопасности ЭБ,

- исследования пожарной безопасности при течах натрия,

- работы в обоснование водородной безопасности в ПГ и бассейне выдержки.

По первому из перечисленных пунктов следует отметить работы по изучению повреждаемости твэлов при потере теплоносителя (стенд "Плутон") и исследование режимов кипения натрия в модельной ТВС (стенд АР-1).

Исследование кипения натрия докладчик назвал одной из ключевых работ. Естественно, что особенно интересует кипение натрия в аварийных режимах, в том числе, при аварии ULOF (аварии с возмущением по расходу) - в частности, в плане проверки предложенных проектных решений для повышения безопасности. Докладчик продемонстрировал схему экспериментальной установки для изучения кипения натрия.


В реакторе БН-800 была введена натриевая полость над активной зоной, которая при вскипании натрия опустошается в первую очередь. Эти и другие изменения позволяют ускорить снижение мощности БН-800 при аварии ULOF и не допустить при этом перегрева твэлов. У нас нет подтверждения, что натриевая полость будет сохранена в проекте БН-1200. - AtomInfo.Ru.

Большой пласт работ по натриевым проектам связан с экспериментальным моделированием теплогидравлики в баке реактора в номинальных, переходных и аварийных режимах. Соответствующая установка под названием САР уже подготовлена к работе.

На ней планируется изучать распределение температур на выходе из ТВС, в том числе, флуктуации температуры натрия, влияющие на прочность конструкций. Важное направление - изучение особенностей теплогидравлики стратифицированного потока натриевого теплоносителя.

Будут также разрабатываться рекомендации по уменьшению температурной неравномерности и интенсификации смешения неоднородностей потока теплоносителя. Кроме того, будет изучаться развитие ЕЦ в процессе аварии ULOF.

Имитаторы активной зоны экспериментальной модели, вид сверху

Огромный объём НИОКР предстоит выполнить в обоснование инновационных конструкций БН-1200 - в первую очередь, системы комплексной очистки натрия от примесей.

О проблемах, стоящих перед проектантами системы очистки натрия для БН-1200, говорилось многое. В том числе, и на прошлогодней "Теплофизике-2011".

На сегодняшний день понятно, что основным аппаратом системы очистки в БН-1200 останутся холодные ловушки. Они будут обеспечивать очистку от кислорода и водорода во всех режимах эксплуатации АЭС.

Однако, кроме ХЛ, планируется также использовать в номинальных режимах горячие ловушки (геттер-йодный цирконий). Докладчик отметил это как новое техническое решение. В систему очистки БН-1200 будут также входить фильтры для непрерывной очистки от твёрдофазных примесей, и сорбенты для очистки от цезия.

Таким образом, система очистки натриевого теплоносителя в БН-1200 будет принципиально новой и комплексной, что требует проведения НИОКР в её обоснование.

В докладе были приведены некоторые результаты исследований ХЛ БН-1200 и сформулированы рекомендации проектантам. Так, удалось определить выходные температуры ловушек, при которых исключается накопление водорода в ХЛ первого контура. По результатам сравнительного анализа рекомендовано также использовать ХЛ с охлаждением не аргоном, а натрием или эвтектикой натрий-литий.

Результаты сопоставления характеристик ХЛ показывают, что время очистки теплоносителя перед выходом на мощность для блока с БН-1200 в четыре раза больше (при одинаковых температурных режимах), чем для блока с БН-600. Предлагаемое для исключения накопления водорода повышение выходной температуры ХЛ в БН-1200 увеличит разницу до шести раз.

Докладчик перечислил ряд мероприятий, способных значительно повысить производительность холодных ловушек в БН-1200 и, соответственно, сократить время на полную очистку теплоносителя первого контура. Оптимизацию параметров ловушек будут проводить с привлечением разрабатываемых кодов.

Ещё одна важная тема НИОКР по БН-1200 касается работ в обоснование оптимальной конструкции и технического проекта корпусного парогенератора и системы его защиты. Будут исследоваться его характеристики, технология отмывки от отложений (стенд СПРУТ), гидродинамическая устойчивость и ресурсные испытания, стойкость материалов в зоне течи воды в натрий, и многое другое.

МБИР

По реактору МБИР в 2012-2014 годах проводятся работы в обоснование техпроекта. Докладчик выделил, в частности, разработку более эффективной системы СУЗ и испытание дополнительной пассивной аварийной защиты.

Кроме того, на стенде САЗ будут проведены теплогидравлические испытания парогенераторов и арматуры первого и второго контуров. Будет исследоваться теплогидравлическая модель реактора.

Как и для больших реакторов, для МБИР потребуется обосновать техпроект холодной ловушки. Отдельному обоснованию подлежит техпроект теплообменника отвода остаточного энерговыделения (САОТ), где будут задействованы результаты исследований САОТ БН-800.

БРЕСТ-ОД-300

Из работ, выполняющихся по проекту реактора со свинцовым теплоносителем, докладчик выделил экспериментальное исследование теплообмена и температурных полей в экспериментальных сборках, моделирующих ТВС центральной и периферийной подзон активной зоны БРЕСТ-ОД-300.

Другие направления работ - расчётно-экспериментальное обоснование парогенератора, исследование системы погружной диагностики в среде жидкого свинца (звуковидение), исследование влияния примесей на теплообмен в жидком свинце и в целом создание системы технологии свинцового теплоносителя.

В ФЭИ в этом году были впервые проведены испытания парогенератора, обогреваемого свинцом - на стенде СПРУТ. Температура свинца на входе составляла 540°C, а воды - 340°C. Рассматривались три расхода (80%, 100% и 120% от номинала) и два давления (докритическое 18 МПа и сверхкритическое 25 МПа).

В докладе, видимо, впервые было публично озвучено, что в ходе экспериментов на стенде СПРУТ не было обнаружено пульсаций расхода воды на входе в модель. По расчётам НИКИЭТ, на входе должны были быть колебания расхода воды с магнитудой от 50% до 150%.

Легководные реакторы

В ФЭИ проводился комплекс исследований по влиянию перемешивающих решёток на критические потоки в обоснование проекта ТВС-КВАДРАТ.

Аналогичные работы проводились для российского проекта АЭС-2006. В частности, была исследована эффективность ПР типа ВИХРЬ и ПРОГОНКА. Для проведения НФР и теплофизических расчётов реакторов ВВЭР-1200 был аттестован комплекс программ ACADEM.

Начаты экспериментальные работы по теплообмену и потоку воды сверхкритических параметров (воды СКП) в круглых трубах. Сформирована база данных по теплообмену к воде СКП в трубах, содержащая 24121 экспериментальную точку.

БН-ВТ

Концепция БН-ВТ представляет собой высокотемпературный реактор с натриевым теплоносителем. В настоящее время, ФЭИ занимается созданием научно-технических основ технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя и усовершенствованной системы его очистки.

Среди уже сделанного, докладчик выделил сбор, анализ и формирование массива данных по физико-химическим свойствам термодинамической системы "перспективные жаропрочные конструкционные материалы - натрий - примеси - защитный газ".

Проводятся расчётно-экспериментальные исследования по массопереносу продуктов коррозии, водорода, трития и азота. Проанализированы возможности выхода цезия через оболочки твэлов из стали и молибдена. Разрабатывается концепция системы контроля и управления примесным состоянием высокотемпературного натрия в первом и втором контурах.

Следует отметить, что тематика эта не полностью новая. В прошлые годы был выполнен большой объём исследований по высокотемпературному натрий-калию. Процессы для натрий-калиевого теплоносителя имеют много общего с натриевым теплоносителем. Ранее были также разработаны и испытаны конструкционные материалы, которые можно будет использовать в проектах типа БН-ВТ.


Предположительно, это делалось в рамках космической программы СССР. - AtomInfo.Ru.

Нельзя сказать, что мы уже имеем полностью обоснованные конструкционные материалы для БН-ВТ, но в этом направлении есть хорошие заделы, отметил докладчик.

Ключевые слова: Быстрые натриевые реакторы, Теплофизика и теплогидравлика, ФЭИ, Александр Сорокин


Другие новости:

В ФЭИ открылась конференция "Теплофизика-2012"

Фоторепортаж с первого дня работы.

Подозреваемый по делу о подкупе руководства СХК отпущен под залог

Суд отпустил представителя компании "СервисАтомТранс" под залог 7 миллионов рублей.

Ростовская прокуратура проверила пожарную безопасность на строящихся блоках РоАЭС

НИАЭП оштрафован на 450 тысяч рублей.

Герой дня

Владимир Асмолов

Владимир Асмолов о Фукусиме и не только

Ответ мой был очень простой, и меня поддержали мои коллеги. Для оценки таких редких событий... использование вероятностных методов просто невозможно.



ИНТЕРВЬЮ

Юрий Драгунов

Юрий Драгунов
Ситуации, близкие к сегодняшнему положению на РБМК, были в истории атомной энергетики. Вспомним хотя бы радиационное охрупчивание корпусов реакторов ВВЭР-440.


МНЕНИЕ

Владимир Рычин

Владимир Рычин
Выдвинуть претензии к заводу-изготовителю, на первый взгляд, не получится. Хотя бы потому, что во всех трёх случаях изготовители разные.


Поиск по сайту:


Rambler's Top100