Универсальная система отвода тепла от АЗ исследовательского реактора
Дата: 11/06/2019
Тема: Атомная наука


Виталий Узиков, ведущий инженер-технолог АО «ГНЦ НИИАР»,  uzikov62@mail.ru

В июньском номере журнала «Nuclear Technology & Radiation Protection» [1] представлены материалы по результатам анализа универсальной системы охлаждения активной зоны исследовательских реакторов, построенной на пассивном принципе естественной конвекции теплоносителя.



Приведены трехмерная модель, технологическая и расчетная схемы реакторной установки и показаны примеры численной оценки переходных процессов при работе контура охлаждения в нормальном и аварийных режимах для обоснования возможности использования такой системы охлаждения в исследовательских реакторах малой и средней мощности.

Принципиальной особенностью предлагаемой пассивной системы является отсутствие в контуре охлаждения не только активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, но и пассивных элементов с движущимися частями, таких как обратный клапан. Контур охлаждения включает в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменник. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказов оборудования и повысить надежность функционирования системы охлаждения при снижении ее стоимости. Универсальность предлагаемой системы позволяет использовать ее для широкого спектра разрабатываемых типовых реакторных установок различной мощности, предназначенных для исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.

 

1. Потребность в исследовательских реакторах

В настоящее время во всем мире работает около 240 исследовательских реакторов, еще около 360 уже было остановлено и выведено из эксплуатации. Одной из причин тенденции сокращения количества действующих в мире исследовательских ядерных реакторов (ИЯР), проявившейся в последние десятилетия, стали не только серьезные аварии на АЭС, но и связанные с инцидентами повышение требований к техническому уровню безопасности реакторных установок и квалификации персонала.

Однако в последние годы интерес к созданию новых исследовательских реакторов стал возрастать, что связано с развитием ядерных технологий и стремлением развивающихся стран иметь свои Национальные центры ядерных исследований.

Потребность в безопасных, простых и надежных исследовательских реакторах побуждает разработчиков искать оптимальные и конкурентоспособные конструкторские решения, обеспечивать широкий круг исследований по направлениям [2]:

- ядерная физика,

- физика твёрдого тела,

- радиационное материаловедение,

- нейтронно-активационный анализ вещества,

- нейтронная радиография различных изделий,

- радиационное легирование кремния,

- производство изотопов для медицинских промышленных целей и т.д.

ИР могут быть использованы как учебные установки и источники нейтронов для каналов нейтронной терапии.

Одними из важнейших систем исследовательских ядерных реакторов, влияющих на его нейтронно-физические характеристики, безопасность и стоимость, являются системы, обеспечивающие надежный отвод тепла от активной зоны как в режиме нормальной эксплуатации, так и при возможных аварийных ситуациях. С повышением требований безопасности к ядерным установкам после серьезных аварий на АЭС существенно увеличилась сложность и разветвленность как систем безопасности, так и систем нормальной эксплуатации. Это стало причиной резкого увеличения количества рассматриваемых возможных отказов элементов, приводящих к аварийным ситуациям и повышению сложности проводимого анализа для обоснования безопасности таких установок.

Создание простых, безопасных и надежных исследовательских реакторных установок с хорошими эксплуатационными характеристиками в немалой степени зависит от оптимизации систем теплоотвода. Проектирование таких установок должно проводиться с учетом всех неблагоприятных природных и техногенных факторов уязвимости (сейсмичность, отсутствие надежных систем электроснабжения и т.д.) а так же необходимо принять во внимание возможную недостаточную квалификацию персонала, обуславливающую возможные ошибки при управлении реакторными установками.

Так же важным фактором конкурентоспособности проекта является стоимость реакторной установки и эксплуатационные затраты на ее обслуживание и планово-предупредительный ремонт.

2. Соответствие предложенной концепции реакторной установки принципам проектирования перспективных исследовательских реакторов

В соответствии с международными нормами при разработке новых исследовательских реакторов необходимо ориентироваться на требования безопасности исследовательских реакторов и перечисленные ниже концептуальные положения и принципы проектирования перспективного ИР для научно-исследовательских центров [2]. Оценка соответствия требованиям предлагаемой концепции исследовательского реактора приведена ниже.

2.1 Надежность

2.1.1 Использование технических решений и оборудования, проверенных в ходе эксплуатации реакторов

Естественная циркуляция (ЕЦ) теплоносителя может использоваться в реакторных установках в качестве системы нормальной эксплуатации, как в энергетических реакторах (ВК-50), так и в исследовательских реакторах, (ИР-100), но обычно ее применяют лишь для расхолаживания активных зон после остановки реактора.

Физические основы механизма естественной циркуляции жидких и газовых сред просты и надежны. Современные расчетные коды позволяют с достаточной точностью оценивать динамические процессы развития естественной циркуляции даже в сложных контурах. Кроме того, накоплен большой опыт создания систем, использующих естественную циркуляцию, как с кипением теплоносителя, так и без него.

Использование в контуре охлаждения только оборудования с пассивным принципом функционирования без механических движущихся частей (трубопроводы, сосуды, теплообменник) обеспечивает высокую надежность всей системы [3].

2.1.2    Выбор расхода теплоносителя и перепада давления на активной зоне, обеспечивающий запас до температуры начала кипения и/или запас кризиса теплоотдачи, а также допустимое значение показателя теплотехнической надежности

Заданная регламентом динамика подъема тепловой мощности в активной зоне с учетом гидравлического сопротивления контура циркуляции позволяет надежно обеспечить требуемый запас до температуры начала кипения и/или кризиса теплоотдачи.

Устойчивость процесса циркуляции при подъемном движении теплоносителя в активной зоне обеспечивает высокую теплотехническую надежность даже при отклонениях от регламента выхода на мощность, приводящего к интенсивному кипению на оболочках твэлов. При этом происходит интенсификация циркуляции теплоносителя в контуре за счет уменьшения средней плотности теплоносителя на подъемном участке, что приводит к увеличению движущего напора EЦ, и, соответственно, увеличению расхода теплоносителя через активную зону и возвращению к нормальному теплогидравлическому режиму охлаждения активной зоны реактора, если мощность реактора не превышает предела нормальной эксплуатации. Следует отметить, что при выполнении требования к активной зоне по обеспечению естественной самозащищенности (отрицательность «пустотного» эффекта реактивности), кипение теплоносителя в активной зоне приводит к внесению отрицательной реактивности и снижению тепловой мощности.

Таким образом, заложенные в принципы функционирования исследовательской реакторной установки естественные процессы позволяют обеспечить высокие показатели теплотехнической надежности и безопасность эксплуатации.

2.2 Безопасность

2.2.1    Размещение активной зоны под большим уровнем воды

Высокий уровень воды над активной зоной в корпусе реактора обеспечивают радиационную защиту персонала при транспортно-перегрузочных операциях.

2.2.2    Обеспечение сохранения залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах

Размещение трубопровода реактора в условно герметичном вертикальном канале позволяет обеспечить повышенный уровень воды над активной зоной при аварийных ситуациях с разрывом циркуляционных трубопроводов. Этот канал дает возможность для контроля, сбора, а также частичного возврата протечек воды в первый контур охлаждения.  В [1] показано, что повышение температуры насыщения теплоносителя в активной зоне при авариях LOCA за счет увеличенного гидростатического давления создает условия для безопасного расхолаживания топливных сборок при быстрой разгерметизации любых трубопроводов первого контура во время работы реактора на мощности.

2.2.3    Отсутствие поверхностного кипения на твэлах и элементах активной зоны

Отсутствие пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементах активной зоны при нормальном режиме работы достигается обеспечением высокой эффективности естественной циркуляции за счет малого гидравлического сопротивления контура в целом и большой разности в гидростатическом напоре на подъёмном и опускном участках, создающей движущий напор ЕЦ. Эта разность пропорциональна высоте контура естественной циркуляции и разности средних плотностей теплоносителя на подъёмном и опускном участках. Увеличение подогрева теплоносителя в активной зоне и интенсивный теплоотвод от теплоносителя в верхней части контура циркуляции приводит к увеличению этой разности средних плотностей и интенсификации ЕЦ.

Соблюдение регламента по скорости вывода реактора на номинальный уровень мощности и ограничение по мощности позволяют выполнить требование по отсутствию пристеночного кипения на поверхностях твэлов и элементов активной зоны, если это требование имеется (например, для твэлов с алюминиевыми оболочками и матрицей). Но это требование не обязательно, если материалы оболочек твэлов выполнены, например, из стали и нормативные параметры водно-химического режима теплоносителя допускают наличие поверхностного кипения на поверхности максимально теплонапряженных твэлов, как это происходит, например, в ИР СМ-3 [5].

2.2.4    Пассивность системы безопасности

Важным фактором безопасности реактора с естественной циркуляцией является то, что все системы, обеспечивающие теплоотвод как в режиме нормальной эксплуатации, так и в аварийных режимах, являются полностью пассивными и не зависят от электроснабжения. Эта особенность является главной отличительной чертой предложенной концепции исследовательского ядерного реактора, и наряду с наличием   отрицательных обратных связей по реактивности и достаточной эффективностью рабочих органов системы управления и защиты, создает условия обеспечения максимального уровня безопасности и надежности рассматриваемых реакторов.

2.2.5    Гибкость

Универсальность системы охлаждения обеспечивает возможность реализации различных компоновок активной зоны реактора при выбранном диаметре корпуса и типовом оборудовании первого контура, рассчитанном на отвод тепла при заданной мощности.  Возможность варьирования количества и расположения вертикальных экспериментальных каналов определяется расположением отверстий на крышке реактора, и в случае перехода на принципиально новую компоновку активной зоны можно будет заменить только крышку реактора и опорную плиту под активной зоной в соответствии с новыми требованиями.

Однако количество, размеры и расположение горизонтальных каналов должно определяться заранее, еще на стадии разработки реакторной установки, так как в соответствии с их назначением и геометрией изготавливается корпус реактора и формируется пространство вокруг корпуса реактора, включающее биологическую защиту, горизонтальные каналы и технологические помещения для работы с ними.

2.2.6    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;

-      многообразие экспериментальных объемов.

В предложенной концепции высокая эффективность ИР обуславливается следующими показателями: для рассмотренной в [1] конструкции активной зоны (аналогичной СМ-3) максимальная плотность нейтронного потока при тепловой мощности 10 МВт достигает 5×1014 см-2с-1; среднее выгорание по 235U в выгружаемых ТВС 35%, имеется большое количество экспериментальных и облучательных объемов в центральной ловушке и в бериллиевом отражателе.

 

2.3       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 и т.д.) из-за их отсутствия.

3.       Пример применения предложенной концепции пассивного охлаждения для корпусного исследовательского реактора с активной зоной ловушечного типа 3.1       Описание корпусного реактора с естественной циркуляции

Для демонстрации потенциальных параметров исследовательской реакторной установки с системой пассивного отвода тепла рассматривается корпусная установка, эскиз трехмерной модели которой приведен на Рисунке 1.

В качестве возможной конструкции активной зоны рассматривается компоновка, аналогичная активной зоне корпусного реактора ловушечного типа СМ-3 [4], расположенного в Димитровграде – Рисунок 2. Основные параметры этого реактора приведены в Таблице 1. Отличие рассматриваемой активной зоны от прототипа состоит в том, что мощность реактора снижена со 100 до 10 МВт и отсутствует гидропрофилирование ячеек с рабочими ТВС.

 

Рисунок 1    Трехмерная модель исследовательской реакторнй установки мощностью 10 МВт с отводом тепла естественной конвекцией

Рисунок 2   Активная зона реактора СМ-3

 

1 – облучательные ячейки в нейтронной ловушке; 2 - бериллиевая вставка; 3 - бериллиевые блоки отражателя; 4 - центральный компенсирующий орган; 5 – экспериментальные каналы в отражателе; 6 - регулирующий стержень; 7 - ячейки с ТВС; 8 – стержни аварийной защиты; 9 – компенсирующий орган

Таблица 1. Основные параметры рассматриваемого реактора с естественной  циркуляцией теплоносителя

Как показывают приведенные расчетные оценки, для предлагаемого корпусного реактора, использующего естественную циркуляцию в первом контуре, в центральной замедляющей полости активной зоны может быть достигнут уровень плотности потока нейтронов до 5×1014 1/(см2с) без применения циркуляционных насосов и запорно-регулирующей арматуры в контуре охлаждения. При разгерметизации циркуляционных трубопроводов или теплообменника функцию аварийного охлаждения реактора берут на себя компенсаторы давления, выполняющие одновременно функцию баков САОР с холодной водой. Схема пассивного контура охлаждения с пассивной системой водоочистки с подводящим трубопроводом к подзонному пространству приведена на Рисунке 3.

Рисунок 3   Схема пассивного контура охлаждения реактора с пассивной системой спецводоочистки и с подводящим трактом к подзонному пространству

 

Дублирование системы компенсатор объема - бак САОР обеспечивает залив активной зоны холодной водой при разгерметизации любого трубопровода первого контура. В работе [1] приведены результаты рассмотрения аварийных ситуаций с разрывом трубопроводов первого контура и показана безопасность расхолаживания активной зоны корпусного реактора при авариях LOCA, работающего на мощности 10 МВт.

3.2       Пассивный второй контур охлаждения реактора с использованием естественной конвекции теплоносителя (конечного поглотителя тепла)

Конечным поглотителем выделенного тепла рассматриваемой реакторной установки может быть либо выпаренная во втором контуре вода (в градирне, открытом резервуаре, брызгальном бассейне), либо циркулирующий атмосферный воздух. В обоих случаях система может функционировать с использованием лишь естественной конвекции конечного поглотителя через теплообменник, что существенно упрощает исследовательскую реакторную установку. Недостатком использования выпаривания воды во втором контуре является необходимость постоянного восполнения потерь, поэтому такую систему нельзя считать полностью пассивной. При тепловой мощности реактора 10 МВт подпитка второго контура водой или дистиллятом должна составлять около 10 т/ч. 

При использовании в качестве конечного поглотителя тепла атмосферного воздуха система охлаждения может работать в полностью пассивном режиме. Недостатком такого решения является относительно низкая эффективность теплопередачи от нагретого теплоносителя к воздуху, поэтому воздушные теплообменники имеют существенно большие габариты, чем аналогичные по передаваемой мощности водо-водянные теплообменники. Обычно для этих целей используются сухие градирни (драй-куллеры), оснащенные вентиляторами для циркуляции охлаждающего воздуха, однако в этом случае система охлаждения реактора так же не является полностью пассивной, так как зависит от системы электроснабжения. Представляет интерес оценка параметров воздушного теплообменника при использовании естественной конвекции не только воды в первом контуре, но воздуха во втором контуре, однако в этом случае необходимо обеспечить тягу подогретого воздуха за счет наличия вытяжной трубы.

Для оценки параметров воздушного теплообменника проведено моделирование подогрева воздуха при его похождении через зазоры между металлическими радиаторными пластинами из нержавеющей стали толщиной 1 мм, шириной 125мм и длиной 1100 мм. Расстояние между радиаторными пластинами с отверстиями под трубки с теплоносителем составляет 5 мм, а размер самих трубок - 10 × 0,8 мм. Пластины расположены под углом 45° вплотную друг к другу и образуют зигзагообразную структуру, через которую в вертикальном направлении проходит нагреваемый воздух (Рисунок 4). Основные параметры воздушного теплообменника для принятых параметров реакторной установки показаны в таблице 2. Циркулирующая в трубках вода первого контура передает тепло радиаторным пластинам и охлаждается со 124°С до 100°С Температурное поле в трубках и пластинах теплообменника рассчитывалось в Solid Works / Flow Simulation и приведено на рисунке 4. На рисунках 5–7 показано распределение температуры, скорости и давления воздуха при его прохождении через воздушный теплообменник.

Рисунок 4 Установка воздушного теплообменника в основании вытяжной трубы (а), фрагмент сечения воздушного пластинчатого теплообменника (б) и распределение температуры по радиаторной пластине (с)   

Таблица 2 Основные параметры воздушного теплообменника    

Рисунок 5. Распределение температуры воздуха при прохождении через воздушный теплообменник

Рисунок 6.   Распределение скорости воздуха, проходящего через воздушный теплообменник

 

Рисунок 7.   Распределение давления воздуха, проходящего через воздушный теплообменник (с учетом гидростатического напора)

Расчетный анализ с использованием SolidWorks / FlowSimulation показал, что для обеспечения отвода тепла конвекцией воздуха от водяного теплоносителя исследовательского реактора мощностью 10 МВт достаточно иметь воздушный теплообменник с параметрами, перечисленными выше, и вытяжную трубу высотой 44 м, диаметром от 7 м в основании до 5 м в верхней части (рис. 8, а). Такая вытяжная труба совместно с воздушным теплообменником при температуре окружающего воздуха 20 °С обеспечивает подогрев воздуха на 63 ° С (Рис. 8, г), тягу около 80 Па (рис. 8, б) и скорость циркуляции нагретого воздуха в трубе около 10 м∙с-1 (рис. 8, в). Массовый расход охлаждающего воздуха в трубе составляет 564 т∙ч-1.

Рисунок 8. Система охлаждения теплоносителя первого контура реактора с использованием естественной конвекции воздуха

Таким образом, при создании систем естественной циркуляции теплоносителя первого контура и естественной конвекции охлаждающего теплообменник воздуха можно построить универсальную и полностью пассивную систему отвода тепла от активной зоны исследовательских реакторов, работающих при относительно высокой тепловой мощности.

 

3.3       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 разделителем потока в корпусе (несущей обечайкой), в нижней части которого плотно устанавливается съёмная опорная плита, рассчитанная на фиксированную установку конструктивных элементов активной зоны и отражателя,  можно легко и кардинально менять вид активной зоны, тип ТВС, облучательные объемы и органы регулирования, если одновременно заменить крышку на корпусе реактора с установленными не ней устройствами и оборудованием под новую активную зону (Рисунок 9).

Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических исследовательских реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.

Рисунок 9.   Схема пассивного контура охлаждения со сменяемыми крышкой реактора и опорной плитой активной зоны



4.     Проведение перегрузочных работ на реакторе

Проведение перегрузочных работ с частичной заменой выгоревших ОТВС на реакторе производится 2-3 раза в год как с разгерметизацией первого контура, так и без нее. Так как в корпусе реактора имеются ячейки со свежими ТВС, частичная замена ОТВС при перегрузке активной зоны может производиться с использованием перегрузочной машины или вручную, применяя видеокамеры для контроля процесса. Если же «свежих» ТВС в ячейках хранения в корпусе реактора больше нет, то необходимо произвести замену ТВС со снятием крышки реактора. Для этого необходимо снизить уровень теплоносителя в контуре с дренированием его в монжус, где он временно хранится на время перегрузочных работ. После понижения уровня теплоносителя в первом контуре ниже крышки и снятия этой крышки, производится перегрузка ТВС и облучательных устройств. Эти работы могут проводиться через 2…7 суток после остановки реактора, когда остаточное энерговыделение в активной зоне снизится до уровня 20…40 кВт и конвективный теплоотвод от корпуса реактора и теплоотвод испарением с открытой поверхности воды будут достаточны для того, чтобы отказаться от специального контура расхолаживания.

 

5.      Результаты рассмотрения аварийных ситуаций, связанных  с нарушениями работы систем охлаждения ИЯР

По результатам представленного в [1] расчетного анализа развития возможных аварийных ситуаций, связанных с нарушениями работы контура охлаждения ИР с естественной циркуляций, можно сделать вывод о том, что несмотря на минимальное количество и простоту используемого оборудования, обеспечивается высокая степень надежности расхолаживания активной зоны при разгерметизации.

 

Заключение

·        Представлена ​​концептуальная трехмерная модель реакторной установки и  технологическая схема систем теплоотвода на основе естественной циркуляции. Обоснованы преимущества создания простой и надежной пассивной системы охлаждения активной зоны исследовательского реактора, построенной по принципу естественной конвекции теплоносителя.

·        С использованием трехмерного моделирования произведен расчет основных параметров оборудования контура воздушного охлаждения с естественной конвекцией воздуха, воздушного теплообменника и вытяжной трубы. Представлены результаты теплогидравлического расчета передачи тепла от охлаждающей воды реактора до конечного получателя - атмосферного воздуха.

·        Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 показали эффективность системы охлаждения с использованием естественной циркуляции и достижимость высокого уровня тепловой мощности реактора (10 МВт), который соответствует максимальной плотности нейтронного потока в центральной замедляющей полости 5 × 1014 см-2с-1.

·        Приведенные в [1] результаты расчетов по модели в RELAP5 аварийных ситуаций с разрывами трубопроводов LOCA показывают, что  обеспечивается безопасный теплоотвод от активной зоны и не происходит потери герметичности оболочек тепловыделяющих элементов.

·        Описываемая система теплоотвода применима не только для водяных и тяжеловодных реакторов, но и для жидкометаллических реакторных установок, в первую очередь, натриевых реакторов, для которых исключение возможности контакта с водой и высокий перепад температуры натрий-воздух в воздушном теплообменнике благоприятно скажется на размерах и эффективности этого теплообменника.

·        Представленный в [1] расчетный анализ показывает, что можно создать надежно функционирующую и полностью пассивную систему для отвода тепла от активной зоны исследовательского реактора, которая может использоваться в качестве универсальной системы охлаждения для широкого спектра реакторных установок различного назначения.

 

Список источников

1.  Vitaly Uzikov, Irina Uzikova, “Universal system of passive heat removal from the core of a research reactor”, Nuclear Technology and Radiation Protection., Vol. XXXV, No. 2, June 2019 

2.  Р.П. Куатбеков, В.А. Лукичёв, С.В. Осипович, С.А. Соколов, И.Т. Третьяков, В.И. Трушкин / Иccледовательский реактор для центров ядерных исследований, XIII Российское совещание «Безопасность исследовательских ядерных установок»: тезисы докладов. Димитровград, 23-27 мая 2011 г. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011. - 62 с. https: //refdb.ru/download/1318279.html

3.  Safety in the Utilization and modification of research reactors. Safety series. IAEA, 1994, № 35-G2

4.  Опыт эксплуатации высокопоточного исследовательского реактора СМ / А.И. Звир, М.Н., Святкин, А.Л. Петелин // Материалы 11-го ежегодного российского совещания «Безопасность исследовательских ядерных установок»: сб. докл. - Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2009. - с. 38-44.

5.  Чертков Юрий Борисович. Обоснование энергетических и теплофизических характеристик реактора СМ при модернизации активной зоны: диссертация ... кандидата физико-математических наук: 01.04.14 / Чертков Юрий Борисович; [Место защиты: Том. политехн. ун-т].- Томск, 2009.- 145 с.: ил. РГБ ОД, 61 09-1/531







Это статья PRoAtom
http://www.proatom.ru

URL этой статьи:
http://www.proatom.ru/modules.php?name=News&file=article&sid=8648