АНАЛИЗ ПОСЛЕДСТВИЙ КРУПНОЙ ТЕЧИ ПАРОГЕНЕРАТОРА В ДВУХКОНТУРНОЙ РЕАКТОРНОЙ УСТАНОВКЕ СО СВИНЦОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

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

Аннотация


Для анализа крупной течи парогенератора реактора БРЕСТ-ОД-300, инициируемой разрывом парогенерирующей трубки, разработан мультифизичный (нейтроника + теплогидравлика) код UNICO-2F. Код рассчитывает нестационарные 3D-поля скорости, температуры и давления теплоносителя, концентрацию пара и поле энерговыделение, температуру топлива и оболочек твэлов. В качестве исходного отказа при анализе динамики параметров активной зоны постулируется разрыв парогенерирующей трубки. Показано, что при разрыве полным сечением даже при самых консервативных предположениях вводимая при поступлении пара в активную зону реактивность приводит к незначительному увеличению мощности, максимальная температура оболочки твэла остается в допустимых пределах. Показано, что даже при возникновении крупной течи одновременно в двух парогенераторах мощность и температура в активной зоне стабилизируются на допустимом уровне. В целом расчетный анализ подтвердил высокую самозащищенность реактора по отношению к аварии, вызванной крупной течью парогенератора. Рис. 6, табл. 1, список лит. 9 назв.

Литература


Gang Wang. A review of research progress in heat exchanger tube rupture accident of heavy liquid metal cooled reactors. – Ann. Nucl. Energy, 2017, v. 109, p. 1–8.

Bubelisa E., Schikorr M., Frogheri M. e.a. LFR safety approach and main ELFR safety analysis results. – In: Intern. Conf. on Fast Reactor and Related Fuel Cycle: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13). France, Paris, IAEA, 2013, T3-CN-199/297.

Frogheri M., Alemberti A., Mansani L. The lead fast reactor — demonstrator (ALFRED) and ELFR design. – Ibid., T2-CN-199/024.

Zhixing Gu, Gang Wang, Yunqing Bai e.a. Preliminary investigation on the primary heat exchanger lower head rupture accident of forced circulation LBE-cooled fast reactor. – Ann. Nucl. Energy, 2015, v. 81, p. 84–90.

Jeltsov M., Villanueva W., Kudinov P. Steam generator leakage in lead cooled fast reactors: modeling of void transport to the core. – Nucl. Engng Design, 2018, v. 328, p.255–265.

Абрамов А.В., Зяблицких А.Н., Колесников А.П. Экспериментальное обоснование безопасности реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 при разгерметизации теплообменных труб. – В сб.: III Межд. научно-технич. конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». Москва, АО «НИКИЭТ», 2014, т. 1, с. 251–262.

Уоллис Г. Одномерные двухфазные течения. M.: Мир, 1972.

Бердников В.И., Левин А.М. О скорости всплывания газовых пузырей в металлических и шлаковых расплавах. – Изв. вузов. Черная металлургия, 1977, т. 12, с. 24–27.

Suslov I.R., Babanakov D.M. MAG — the code for fine mesh VVER calculations. - In: Proc. of 6-th Symp. AER, 1996, p.161–170.


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.