САМОЗАЩИЩЕННОСТЬ БЫСТРОГО РЕАКТОРА СО СВИНЦОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ ПО ОТНОШЕНИЮ К ЧАСТИЧНЫМ БЛОКИРОВКАМ ПРОХОДНОГО СЕЧЕНИЯ АКТИВНОЙ ЗОНЫ

В. И. Рачков, Ю. С. Хомяков, Ю. Е. Швецов

Аннотация


Анализ последствий аварии, вызванной блокировкой проходного сечения активной зоны, является составной частью безопасности реакторов, охлаждаемых жидким металлом. Причиной блокировки проходного сечения может быть, например, заброс шлаков, накопленных в первом контуре при несоблюдении технологии теплоносителя. Для выявления резервов самозащищенности БРЕСТ-ОД-300 и БР-1200 выполнен сравнительный анализ последствий аварии, вызванной блокировкой части проходного сечения их активной зоны. Расчет скорости и температуры теплоносителя в активной зоне, а также температуры топлива и оболочек твэлов при блокировке сечения на входе ТВС выполнен по 3D теплогидравлическому коду СВИР. Показано, что оба реактора обладают высокой самозащищенностью по отношению к аварии, вызванной блокировкой значительной части проходного сечения на входе в активную зону. Так, твэлы БР-1200 сохраняют целостность по газу до блокировки сечения на входе 12 ТВС, БРЕСТ-ОД-300 — 40 ТВС. Рис. 6, табл. 1, список лит. 11 назв.

Полный текст:

PDF

Литература


Идельчик И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям. М.: Машиностроение, 1975.

Benduc J., Coeffe Y., Herledau R. Flow induced by a jet in cavity measurements and 3D numerical simulation. — In: Proc. of 7th Intern. Conf. on Numerical Methods in Fluid Dynamics. USA, 23¾27 June 1980, p. 112¾125.

Kimhi Y., Baumann W., Grotzbach G. Simulation of Convection in Upper Reactor Plenum Using First- and Second Order Differencing Schemes. KfK, 1996, IRS № 2/96, PSF-3246.

Леончук М.П., Швецов Ю.Е. Численный метод расчета полей скорости и температуры в ядерном реакторе: Препринт ФЭИ-1100. Обнинск, 1980.

Weinberg D., Kamide H., Marten K., Hoffman H. Thermohydraulic Investigations on the Transition from Forced Nominal to Natural Circulation DHR Operation Conditions in the Reactor Model Ramona. Description of a Benchmark Problem. KfK, Karlsruhe, 1990.

Weinberg D., Oshima H., Marten K., Hoffman H. Thermohydraulic Investigations on the Transition from Forced Nominal to Natural Circulation DHR Operation Conditions in the Reactor Model Ramona. Experimental Resalts of Case 1, and Case 2. KfK, Karlsruhe, 1991.

Chvetsov I., Volkov A. 3D Thermal Hydraulic Analysis of Transient Heat Removal from Fast Reactor Core Using Immersion Coolers. — In: LMFR Core Thermal Hydraulics: Status and Рrospects. TECDOC-1157. Vienna: IAEA, 2000, p. 85—98.

Menant B. Progress Report on CEA Contribution to Ramona Benchmark Exersise Using TRIO-VF. STR/LML/93-157. Grenoble, 1993.

Benchmark аnalyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the Monju Reactor Vessel. Final Report of a Coordinated Research Project 2008¾2012. Vienna: IAEA, 2014.

Benchmark Analyses on the Natural Circulation Test Performed During the PHENIX End-of-life Experiments. Final Rep. of a Coordinated Research Project 2008¾2011. Vienna: IAEA, 2013.

Summer T., Wei T. Benchmark Specifications and Data Requirements for EBR II Shutdown Heat Removal Tests SHRT-17 and SHRT-45R. ANL-ARC-226, 2012.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.