proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Журналы Атомная стратегия 2022 год
  Агентство  ПРоАтом. 25 лет с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
Вышло в свет второе издание двухтомника Б.И.Нигматулина. Подробнее
Новинка!

Вышла в свет книга Вадима Подольного « Архитектура высоконагруженных систем. Системы сбора информации, распределенные системы управления, системы реального времени».
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
Время и Судьбы

[15/06/2022]     Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности

Виталий Узиков, инженер 

Теплогидравлика признана ключевым научным предметом в разработке инновационных реакторных систем. Инновационные концепции ядерных реакторов исследуются во всем мире с упором на демонстрацию их технической осуществимости, экономической конкурентоспособности и улучшенных характеристик безопасности.



Одним из важных направлений развития реакторной техники является создание исследовательских реакторов с высокой плотностью нейтронного потока, обладающих высокой теплотехнической надежностью и безопасностью. Пожалуй, наиболее оптимальный подход к разработке современных исследовательских реакторных установок демонстрирует аргентинская компания INVAP,  признанная сегодня одним из лидеров индустрии исследовательских реакторов, а основными принципами которой являются: 

a)       Безопасность превыше всего. 

b)      Максимальное упрощение конструкции.

c)       Сведение к минимуму технических рисков, полагаясь на проверенные технологии.

d)      Соблюдение требований безопасности МАГАТЭ и передовой мировой опыт.

Предлагаемая инновационная концепция исследовательской реакторной установки основана на повышении безопасности за счет предельного упрощения конструкции систем отвода тепла от активной зоны и использования в них только пассивных систем при организации циркуляции теплоносителя во всех контурах охлаждения.

 

1. Соответствие предложенной концепции принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов 

В соответствии с международными стандартами при разработке концепции особое внимание было уделено требованиям безопасности исследовательских реакторов [3], а также концептуальным положениям и принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов для исследовательских центров, описанным в [2] и перечисленным ниже.
 
1.1         Надежность 

Естественная циркуляция теплоносителя используется в реакторных установках в системах нормальной эксплуатации, например, в энергетическом реакторе ВК-50 или в исследовательском реакторе ИР-100, но обычно используется для охлаждения активной зоны после остановки реактора.

Физическая основа механизма естественной циркуляции воды и воздуха проста и надежна. Современные расчетные программы позволяют с достаточной точностью оценить динамические процессы развития естественной циркуляции во времени даже в сложных схемах. Кроме того, накоплен большой опыт создания систем с естественной циркуляцией как с закипанием, так и без закипания теплоносителя.

Использование в охлаждающем контуре только пассивного оборудования без механических движущихся частей (трубопроводов, сосудов, теплообменника) обеспечивает высокую надежность всей системы[3].

1.1.2        Выбор расхода и перепада давления теплоносителя на активной зоне

Ограниченная регламентом скорость увеличения тепловой мощности реактора с учетом динамики увеличения расхода в циркуляционном контуре позволяет надежно обеспечивать температуры твэлов ниже точки кипения на их поверхность.

Стабильность процесса циркуляции при подъемном движении теплоносителя в активной зоне обеспечивает высокую тепловую надежность даже при ускоренном выходе на мощность, приводящем к закипанию на поверхности твэлов. При этом усиливается циркуляция теплоносителя в контуре за счет уменьшения средней плотности теплоносителя в подъемном участке, увеличивая расход теплоносителя через активную зону реактора, что обеспечивает возврат к нормальным теплогидравлическим параметрам реактора, если мощность не превышает предела нормальной эксплуатации. Следует отметить, что при выполнении требований к активной зоне реактора по обеспечению естественной самозащиты (отрицательность эффекта «пустоты» реактивности) вскипание теплоносителя в активной зоне приводит к отрицательной реактивности и снижению тепловой мощности.

Таким образом, естественные процессы, на которых построены принципы работы исследовательской реакторной установки, позволяют обеспечить высокий уровень теплотехнической надежности и безопасности эксплуатации.


1.2. Безопасность

1.2.1        Размещение активной зоны под большим уровнем воды
Высокий уровень воды над активной зоной в корпусе реактора обеспечивают радиационную защиту персонала при транспортно-перегрузочных операциях. 

1.2.2        Обеспечивает сохранение залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах
Наличие на входном и выходном трубопроводах пассивных клапанов естественной циркуляции позволяет поддерживать циркуляцию через активную зону в случае разрыва трубопровода. Это обеспечивает безопасное охлаждение ТВС в любой аварийной ситуации с разгерметизацией первого контура.

1.2.3        Отсутствие поверхностного кипения на твэлах и элементах активной зоны

Отсутствие пристеночного кипения на твэлах и элементах активной зоны при нормальной эксплуатации достигается обеспечением высокой интенсивности естественной циркуляции за счет низкого гидравлического сопротивления циркуляционного контура в целом и большой разницы гидростатического давления подъемной и опускной секции при большой высоте, создающей движущий напор естественной циркуляции. Эта разница пропорциональна высоте контура естественной циркуляции и разнице средних плотностей теплоносителя в подъемной и опускной секциях. Увеличение нагрева теплоносителя в активной зоне реактора приводит к увеличению разницы средних плотностей и интенсификации циркуляции.
 
Соблюдение нормативов скорости вывода реактора на номинальный уровень мощности и ограничения по мощности позволяют выполнить требование об отсутствии кипения на поверхности твэлов и элементов активной зоны, если это требование имеется.
 
1.2.4        Пассивные системы безопасности
Важным фактором безопасности реактора с естественной циркуляцией является то, что все системы, обеспечивающие отвод тепла как в штатном, так и в аварийном режиме, полностью пассивны и не зависят от источника питания. Это главная отличительная черта предлагаемой концепции исследовательского ядерного реактора. Наряду с наличием отрицательных обратных связей по реактивности и достаточной эффективностью рабочих органов системы управления и защиты это обеспечивает максимальный уровень безопасности и надежности рассматриваемых реакторов.
 
1.3         Гибкость

Универсальность системы охлаждения позволяет реализовать различные компоновки активной зоны реактора для выбранного размера корпуса реактора. Открытый доступ к каналам отражателя, расположенного в бассейне вокруг корпуса реактора, обеспечивает удобство облучения и замены облучательных устройств даже во время работы реактора.
 
1.4         Эффективность

В работе [2] в качестве показателей эффективности ИР предлагается использовать следующие критерии: 

–        высокий уровень плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах реактора;

–        глубокое выгорание топлива в выгружаемых сборках;

–        высокое «качество реактора» по тепловым нейтронам (Ф/N);

–        многообразие экспериментальных объемов.

Все эти перечисленные качества в полной мере присущи предлагаемой концепции исследовательской реакторной установки.

1.5         Простота

Предельная простота контура циркуляции обеспечивают удобство обслуживания реактора и отсутствие необходимости в проведении планово-предупредительного ремонта сложного оборудования системы охлаждения реактора (насосы, запорно-регулирующая арматура, обратные клапаны) из-за их отсутствия.В [1] показаны преимущества технологической схемы пассивного теплоотвода  от активной зоны исследовательского реактора с использованием естественной циркуляции. Очень важно, что упрощение контура  циркуляции позволяет проводить качественный и надежный анализ аварийных ситуаций в обоснование безопасности реакторной установки, а количество возможных аварийных ситуаций резко сокращается.

 

2. Реализация концепции пассивного охлаждения для корпусного исследовательского реактора

Определяющими параметрами при организации естественной циркуляции теплоносителя являются гидравлическое сопротивление контура циркуляции и разность средних плотностей теплоносителя на подъемном и опускном участках. Разность средних плотностей напрямую связана с подогревом теплоносителя при определенных мощности нагрева и массовом расходе. Применительно к реакторной установке основная доля гидравлических потерь в контуре циркуляции должна приходиться на активную зону для обеспечения максимальной скорости в ТВС.  Все остальные гидравлические потери в первом контуре могут быть минимизированы за счет увеличения проходного сечения и снижения скорости теплоносителя на участках контура, а также за счет отсутствия запорно-регулирующей арматуры.
 
Исходя из баланса равновесия между движущим напором естественной циркуляции, определяемым разностью средних плотностей теплоносителя на подъемном и опускном участках, и суммарными гидравлическими потерями в первом контуре, можно оценить требуемую разность высот h между теплообменником и активной зоной определяется из простого соотношения 

 

Для демонстрации потенциальных возможностей исследовательского реактора с системой пассивного отвода тепла рассматривается корпусная реакторная установка, трехмерная модель которой приведена на Рисунке 1. 

В качестве неограничивающего примера рассматривается реактор, конструкция корпуса которого аналогична конструкции корпуса исследовательского реактора ПИК (г. Гатчина, Россия) с внешним тяжеловодным отражателем в циркалоевом резервуаре, расположенным в баке (бассейне) с легкой водой.
 
Конечным поглотителем тепла реакторной установки может быть, как нагреваемая  (выпариваемая) вода в открытом водоеме, так и циркулирующий атмосферный воздух. В обоих случаях система может функционировать с использованием лишь естественной конвекции воды в первом и во втором контурах охлаждения,  а так же естественной конвекции через теплообменник воздуха(если применяется вытяжная труба) либо воды (если используется водоем)в контуре конечного поглотителя, что существенно упрощает исследовательскую реакторную установку и повышает её надёжность.
 
Использование в качестве конечного поглотителя отрытого водоема снижает стоимость установки, однако могут возникнуть проблемы с отложениями на поверхности теплообменных трубок, поэтому в качестве базового варианта теплоотдачи во внешнюю среду рассмотрена конструкция с вентиляционной трубой.
 
2.1. Возможность создания универсального контура охлаждения для ядерных исследовательских установок

Ориентированность системы охлаждения реакторной установки на отвод тепла заданной мощности позволяет её использовать в качестве универсальной системы для реакторных установок различного назначения с идентичной тепловой мощностью. Активная зона реактора формируется, исходя из поставленных задач и может легко трансформироваться при изменении направлений научно-технической деятельности на реакторной установке.
 
При использовании конструкции реактора с активной зоной в корпусе и внешним отражателем в бассейне(Рисунок 1) можно легко подстраивать конфигурацию облучательных объемов в отражателе под поставленные задачи и при необходимости изменять количество, расположение и размеры каналов облучения.
 
2.2. Трехмерная модель контура охлаждения реактора

Для визуализации предлагаемой концепции на Рисунке 1 представлена трехмерная модель системы охлаждения исследовательского корпусного реактора мощностью 25 МВт.
 
2.3. Основные параметры реакторной установки 

сновные теплотехнические и нейтронно-физические параметры рассматриваемой исследовательской реакторной установки мощностью 25 МВт с обоснованными далее расчетными характеристиками приведены в Таблице 1. 

Таблица 1. Основные параметры реактора с естественной  циркуляцией теплоносителя 

Характеристики реактора

Значение

Тип реактора

Реактор с водяным охлаждением под давлением, промежуточным спектром нейтронов и центральной ловушкой

Мощность, МВт

25

Максимальная плотность нейтронного потока, см-2с-1

1,17×1015

Топливо

Диоксид урана, 20% обогащение по U-235

Геометрия активной зоны

Цилиндрическая форма с нейтронной ловушкой в центре

Количество ячеек для топливных сборок, шт

30

Тип ТВС, шт

ВВР-КН

из них

 

5-трубных, шт

6

8-трубных, шт

24

Количество контуров охлаждения

3

ТеплоносительI контура

Легкая вода

Диаметр активной зоны, мм

Ø480

Высота активной зоны, мм

600

Расход теплоносителяIконтура, [т  ч-1]

463,3

Температура на входе в ТВС, [° C]

118

Температура на выходе в ТВС, [° C]

164

Подогрев теплоносителя в активной зоне, [° C]

46

Максимальная температура твэлов, [° C]

242

Потеря напора на активной зоне, Па

14100

Давление на выходе из активной зоны, [Па]

5.5 ×106

Гидравлический диаметр циркуляционных трубопроводов [мм]

400

ВысотаI контура с естественной циркуляцией [м]

80

 

1 – корпус реактора; 2 – отражатель нейтронов; 3 – отводящий (горячий) трубопровод; 4 – подводящий (холодный) трубопровод; 5 – компенсатор объема; 6 – парогенератор тепловой трубы; 7 – паровая труба; 8 – воздушный теплообменник; 9 – возврат конденсата тепловой трубы; 10 – корпус воздушного теплообменника; 11 – вытяжная труба; 12 – монжус; 13 – клапаны укороченного контура естественной циркуляции; 14 – бассейн реактора

Рисунок 1    Трехмерная модель контуров охлаждения ИР мощностью 25 МВт с отводом тепла естественной циркуляцией: справа  – общий вид с соблюдением масштаба, слева внизу – укрупнённые фрагменты бассейна реактора  и слева вверху –контур тепловой трубы (термосифон) с вытяжной трубой 

В Таблице 2 представлены характеристики ТВС, принятые для расчетного анализа:
 
Таблица 2. Характеристики ТВС BBP-КН [4]

 

Параметр

Значение

Обогащение 235U, %

19,7

Плотность урана, г×см-3

2,8

Масса 235U в ТВС, г

 

8-трубная

250

5-трубная

199

Число твэлов

 

8-трубная

8

5-трубная

5

Толщина твэла, мм

1,6

Толщина сердечника, мм

0,7

Толщина оболочки, мм

0,45

Площадь теплопередающей

поверхности, м2

1,34

 

 














2.4. Активная зона реактора

В качестве активной зоны реактора с центральной замедляющей полостью (Рисунок 2) рассмотрена конструкция из 30 ТВС типа ВВР-КН, состоящая из 24-х 8-твэльных ТВС (1) и шести 5-твэльных сборок (2) с находящимися в центре рабочими органами СУЗ (3). Материалом вытеснителя(4), корпуса реактора и центрального канала (5) может быть циркониевый сплав.
 
2.5. Система охлаждения реакторной установки

Предлагаемая к использованию трехконтурная схема теплоотвода от активной зоны к внешнему поглотителю тепла обеспечивает не только эффективность, но и радиационную безопасность. Механизм циркуляции теплоносителя во всех контурах построен на пассивном принципе, использующем гравитацию. Кроме того, предполагается полное отсутствие насосов и запорно-регулирующей арматуры, что резко снижает количество возможных аварийных ситуаций и необходимость в проведении планово-предупредительного ремонта.   Теплоотвод осуществляется при использовании следующих контуров: 

·         контур теплоотвода от активной зоны с естественной циркуляцией;

·         промежуточный контур (тепловая труба или термосифон);

·         контур передачи тепла конечному поглотителю.

1 – 8-ми твэльная ТВС типа ВВР-КН; 2 –5-ти твэльная ТВС типа ВВР-КН; 3 –канал СУЗ; 4 –вытеснитель; 5 – центральная замедляющая полость 

Рисунок 2 Трехмерная модель активной зоны реактора  

2.5.1.      Контур теплоотвода от активной зоны с естественной циркуляцией

Для обеспечения теплоотвода от активной зоны к тепловой трубе используется первый контур с естественной циркуляцией, включающий корпус реактора 1, отводящий (горячий) трубопровод 4, подводящий (холодный) трубопровод5, теплообменник тепловой трубы 6 и компенсатор объема 7 (Рисунок 3).
 
Требуемая интенсивность теплоотвода при естественной циркуляции достигается минимизацией гидравлического сопротивления в первом контуре и большой высотой контура циркуляции. Минимизация гидравлического сопротивления обеспечивается большим диаметром циркуляционных трубопроводов (4 и 5) и полным отсутствием запорно-регулирующей арматуры.
 
Большая часть гидравлических потерь в контуре циркуляции приходится на участок активной зоны 2. На подводящем 5 (нижнем) и отводящем 4 (верхнем) трубопроводах в бассейне установлены клапаны укороченной естественной циркуляции 8 и 9, поддерживаемые в закрытом состоянии высоким давлением в контуре (Рисунок 3). 

1 – корпус реактора; 2 – активная зона; 3 – отражатель нейтронов; 4 – отводящий (горячий) трубопровод; 5 – подводящий (холодный) трубопровод; 6 – парогенератор тепловой трубы; 7 – компенсатор объема;8 – верхний клапан укороченного контура естественной циркуляции; 9 – нижний клапан укороченного контура естественной циркуляции 

Рисунок 3 Схема циркуляции теплоносителя первого контура при работе реактора на мощности
 
После остановки реактора схема циркуляции сохраняется за счет остаточного тепловыделения, но скорость циркуляции существенно снижается.
 
2.5.2.      Промежуточный контур (тепловая труба)

Важную роль при реализации концепции безопасного реактора играет промежуточный контур между первым контуром и контуром передачи тепла конечному поглотителю, выполненный в виде тепловой трубы (Рисунок 4). Наличие этого контура предотвращает риск выхода радиоактивного теплоносителя в окружающую среду при любой ситуации с разрывом трубопроводов контуров охлаждения.
 
1 – трубчатка парогенератора; 2 – корпус парогенератора; 3 – паропровод; 4 – воздушный теплообменник-конденсатор; 5 –трубопровод возврата конденсата 

Рисунок 4 Схема промежуточного контура (тепловой трубы)
 
Тепловая труба является теплопередающим устройством, способным передавать большие тепловые мощности при малых градиентах температуры. Она представляет собой герметизированную конструкцию, частично заполненную жидким теплоносителем. В нагреваемой части1 (в зоне нагрева, или зоне испарения) жидкий теплоноситель испаряется с поглощением теплоты2, а в охлаждаемой (зоне охлаждения, или зоне конденсации4) произведенный пар, перетекающий по паропроводу 3из зоны испарения, конденсируется с выделением теплоты. Движение пара происходит за счёт разности давлений насыщенного пара, определяемой разностью температур в зонах. Возвращение жидкости в зону испарения осуществляется через трубопровод 5за счёт силы тяжести.
 
2.5.3.      Контур передачи тепла конечному поглотителю

Контур передачи тепла конечному поглотителю представляет собой обычную вытяжную трубу большого размера, в которой создается циркуляция охлаждающего воздуха через воздушный теплообменник-конденсатор за счет разности гидростатического давления подогретого воздуха в трубе и атмосферного воздуха (Рисунок 5). Следует отметить, что в корпусе воздушного теплообменника циркулируют только нерадиоактивные среды (пар и конденсат тепловой трубы, атмосферный воздух).

 

 

Рисунок 5 Схема передачи тепла конечному поглотителю, фрагмент разреза трубчатки воздушного теплообменника (вверху) и схема циркуляции теплоносителя в воздушном теплообменнике (внизу)

 
2.6. Контур внутрибассейновой естественной циркуляции и проведение перегрузки ТВС
  
Исключением от принципа отказа от запорно-регулирующей арматуры в контурах охлаждения реакторной установки является применение клапанов внутрибассейновой естественной циркуляции, работающих на пассивном принципе и открывающихся при снижении давления теплоносителя в первом контуре(Рисунок 6). Открытие клапанов обеспечивает автоматическое создание укороченного контура естественной циркуляции через активную зону внутри бассейна реактора при разрыве циркуляционных трубопроводов или при снижении давления в первом контуре на остановленном реакторе.
 
Реактор работает под давлением, поэтому для поднятия давления в первом контуре перед выходом на мощность, шток уплотнительного  элемента, например, с уплотняющей шаровой поверхностью, должен быть механически поднят с использованием троса, после чего контур герметизируется от воды в бассейне. Это позволит избежать утечки теплоносителя из первого контура при повышении давления до номинального уровня и работе на мощности. После этого трос должен быть освобожден, обеспечивая самопроизвольное открытие клапана при снижении давления в первом контуре, например, при разрыве трубопроводов.
 

Рисунок 6 Вид клапана укороченного контура естественной циркуляции в разрезе: слева – в закрытом состоянии, справа – в открытом состоянии
 
Клапаны открываются также и при штатном режиме, если есть  необходимость снизить уровень теплоносителя в первом контуре для проведения перегрузки реактора с открытой крышкой. Для этого сбрасывается давление в компенсаторе объема, что приводит к перемещению уплотнительного элемента вниз под собственным весом, открывая тем самым контур циркуляции для расхолаживания ТВС. При этой операции теплоноситель из верхней части первого контура и компенсатора объема  сливается непосредственно в бассейн реактора (Рисунок 7, вверху). Организация внутрибассейновой естественной циркуляции позволяет снять крышку корпуса реактора провести перегрузку ТВС. После чего излишек теплоносителя сливается в монжус после открытия соответствующего клапана (Рисунок 7, внизу), затем крышка корпуса реактора устанавливается на место, а уплотнительные элементы клапанов укороченного контура переводятся в закрытое состояние, после чего сразу начинается выдавливание сжатым газом теплоносителя из монжуса в трубопроводы и компенсатор объема первого контура. Во время проведения этой операции клапан сдувки в верхней части первого контура должен быть открыт, позволяя полностью заполнить контур водой перед поднятием давления. 

Рисунок 7 Схема работы контура внутрибассейновой естественной циркуляции при перегрузке реактора: вверху – слив теплоносителя первого контура в бассейн; внизу – слив теплоносителя в монжус
 
2.7.Система охлаждения тяжеловодного отражателя

В качестве хорошего внешнего отражателя нейтронов могут быть использованы, например, бериллий или тяжелая вода. Из-за достаточно большой плотности потока нейтронов при наборе флюенса, приводящего к разрушению материала, бериллиевые блоки отражателя придется достаточно часто менять. Поэтому предпочтительным вариантом для отражателя является тяжеловодный отражатель в корпусе из циркониевого сплава, подобный отражателю реактора OPAL, хорошо зарекомендовавший себя в процессе эксплуатации. Тем более, что это позволит организовать удобный теплоотвод от отражателя используя все тот же механизм естественной циркуляции при имеющейся вытяжной трубе (Рисунок 8). 

1 – тяжеловодный отражатель в циркониевом корпусе; 2 – горизонтальный экспериментальный канал; 3 – вертикальные экспериментальные каналы; 4 – циркуляционный трубопровод с нагретым теплоносителем; 5 –циркуляционный трубопровод с охлажденным теплоносителем; 6 –воздушный теплообменник 

Рисунок 8 Схема использования вытяжной трубы для организации теплоотвода от тяжеловодного отражателя при работе реактора на мощности
 
3. Расчеты в подтверждение  реализуемости предложенной концепции

3.1. Нейтронно-физический расчет активной зоны
  
Нейтронно-физический расчет реактора проводится для геометрии, представленной на Рисунке 9 по программе MCU[5] для мощности реактора 25 МВт. В качестве отражателя принята тяжелая вода. На Рисунке цифрами указаны положение 4-х  контрольных точек, расчетные параметры нейтронного потока для которых указаны в Таблице 3.

 


Рисунок 9 Схема геометрии активной зоны с указанием материалов для проведения нейтронно-физического расчета 

Таблица 3. Расчетные параметры нейтронного потока в контрольных точках 
На Рисунке 10 приведено расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла, используемое для определения максимальных температур в ТВС

 

Рисунок 10 Расчетное распределение удельного энерговыделения по высоте максимально теплонапряженного твэла,
 
3.2. Теплогидравлический расчет ТВС активной зоны по коду SolidWorks / FlowSimulation
  
Теплогидравлический расчет активной зоны реактора проводится для геометрии ТВС типа ВВР-КН, с использованием программного комплекса САПР SolidWorks/FlowSimulation[8]. Расчетная гидравлическая характеристика приведена на Рисунке 11. 
Рисунок 11 Гидравлическая характеристика 8–ми твэльной ТВС типа ВВР-КН
 
Для штатного расхода теплоносителя через реактор, рассчитанного по коду RELAP5/mod3.2 [6, 7]и приведенного в Таблице 1,на Рисунке 12 показано высотное распределение скорости и температуры теплоносителя в максимально теплонапряженной ТВС.
 
Рисунок 12 Расчетное распределение скорости теплоносителя и температуры твэлов по высоте в максимально теплонапряженной ТВС
 
3.3. Теплогидравлический расчет системы охлаждения реактора по коду RELAP5/Mod3.2 

3.3.1.      Нодализационная схема

Нодализационная схема для расчетного теплогидравлического анализа развития ситуации с трехконтурной исследовательской реакторной установки по коду RELAP5/Mod3.2 [6,7], приведена н Рисунке 13. Первый контур моделируется компонентами:
 
·         Pipe-150 (корпус);
 
·         подъемный трубопровод Pipe-160;
 
·         трубчатка парогенератора тепловой трубы Pipe-165;
 
·         опускной трубопровод Pipe-190. 

Активная зона моделируется:

·         подзонным пространством BR-012;
 
·         надзонным пространством BR-024;
 
·         максимально теплонапряженной ТВС Pipe-110;
 
·         группой максимально теплонапряженных ТВС – Pipe-111;
 
·         группой средне теплонапряженных ТВС – Pipe-112;
 
·         группой минимально теплонапряженных ТВС – Pipe-115.
 
Компенсатор объема первого контура моделируется
 
·         емкость компенсатора BR-800,801;
 
·         предохранительный клапан V-808;
 
·         трубопровод P-803
 
Промежуточный контур (тепловая труба) моделируется: 

·         парогенератор – BR-590,599:

·         паровая труба –Pipe-591;
 
·         трубное пространство воздушного теплообменника– Pipe-595;
 
·         трубопровод возврата конденсата – Pipe-597.
 
Воздушный контур передачи тепла конечному поглотителю.
 
·         подвод атмосферного воздуха – TV-100,SV-205;
 
·         межтрубное пространство воздушного теплообменника– Pipe-210;
 
·         вентиляционная труба – Pipe-220;
 
·         выход горячего воздуха из трубы – TV-101, SV-230.
 
Клапаны укороченного контура естественной циркуляции моделируются клапаномV–756 и времязависимым соединением TV–750.
 
На нодализационной схеме отмечены моделируемые точки разрыва на подъемном и опускном трубопроводах. Для этого используются компоненты задвижки V–303, 304и времязависимых соединенийTV–301, 302.

 


Рисунок  13   Нодализационная схема для теплогидравлического расчета контуров охлаждения  и моделирования аварийных ситуаций с указанием точек разрыва


Окончание следует
 

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от Proatom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Интуиция в законе

Рейтинг статьи
Средняя оценка работы автора: 1
Ответов: 3


Проголосуйте, пожалуйста, за работу автора:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 10 Комментарии | Поиск в дискуссии
Спасибо за проявленный интерес

Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2022
Такой подход к расчету соответствует 80-м годам прошлого века. Может лучше про " холодную ядерную реакцию"? Результат один и тот же - пустой.


[ Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2022
Как в нейтронно-физическом расчете учитывались обратные связи по теплоносителю и оборудования внутри реактора - пространственное распределение температур и плотностей теплоносителя в межтвэльном и межкассетном пространстве, распределение температур по твэлам (топливо и оболочка), распределение температур по остальному оборудованию реактора.Кроме того, здесь долго обсуждалась статья Катковского по поводу некорректного использования RELAP5/Mod3.2 (это версия кода прошлого века) для гидродинамических расчетов, особенно ПГ, а при такой расчетной схеме использование любого расчетного кода - полная неопределенность.


[ Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2022
Думаю, что все-таки лучше пообсуждать лампочку Ильича, извините, Андреа России. Вероятно автор статьи может нам прояснить этот вопрос. Нет сомнения, что он ею уже пользуется. А со схемой исследовательского реактора большой мощности автору лучше обратиться к Ковальчуку и помочь ему разобраться с его ПИКом. Пока есть время и все можно переделать. Правда, стоит ли шило менять на мыло и тому и другому.


[
Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 15/06/2022
Рис.12. Почему происходит уменьшение средней скорости по высоте. На входе спектр красно-желтый, а в середине - желтый. И вообще говоря, по периметру скорость тоже должна меняться. Поэтому не совсем понятен рисунок 12- это изменение скорости только в одном аертикальном сечении, или такое же распределение скорости по всему периметру.


[ Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2022
Опять стройка, сложные конструкции, трубопроводы и т.п. Всё, чтобы побольше отмывать денег. Т.е. опять мегапроект, а не дешевая электроэнергия. Чуть подождите, и кой кая страна начнет выпускать с конвейера через каждые 30 мин. один атомный мини генератор электроэнергии. Конечно это медленнее, чем авто с конвейера падают в продажу. Но все равно уже электроэнергия будет товаром, и оплата за энергоблок сразу или предоплата (как за авто), и нет обслуги и ремонта, и уплаты всех налогов, нет проблем с утилизацией установки. И т.п. и т.д.
А то, что предлагает автор г-н Виталий Узиков, инженер, это уже прошлый век. И не надо засорять такими бредовыми статьями ПРоАтом.Инженер от Славского. 


[ Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2022
один атомный мини генератор электроэнергии ===

Затраты на безопасность от редисок учли? А их сейчас нам пригонят в избытке.


[
Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2022
"Чуть подождите, и кой кая страна начнет выпускать с конвейера через каждые 30 мин. один атомный мини генератор электроэнергии"          
Интересный подход. Нашим фантазерам вы не верите, а вот забугорным фантазерам верите сразу и всё.


[
Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 16/06/2022
"Нашим фантазерам вы не верите, а вот забугорным фантазерам верите сразу и всё." -нет веры ни нашим, ни забугорным фантазерам, а таким, как автор, особенно


[
Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 17/06/2022
Читайте на ПРоАтоме статьи с 2017 года про мини реакторы, которые у нас не прижились. И все расходы Росатома были направлены на уже известный реактор ВВЭР для АЭС. Т.е. делали мегапроекты и большую стройку, с которой легко было отпиливать в свой карман. А когда энергоблок массой до 40 тонн и мощностью до 100 МВт (Эл.) предлагают делать полностью на заводе, да ещё на конвейере, то в карман ничего не упадет. Вот и ответ, почему делают мегапроекты и делают электроэнергию дорогой для потребителей.


[
Ответить на это ]


Re: Энергонезависимая система охлаждения ИР большой мощности (Всего: 0)
от Гость на 21/06/2022
"Академик Ломоносов" - вот наше всё передовое и востребованное


[ Ответить на это ]






Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы. Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов Открытие страницы: 0.09 секунды
Рейтинг@Mail.ru