Теплогидравлические характеристики концептуальной реакторной установки с ядерным реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым углекислым газом

Аннотация

Рассмотрены условия охлаждения концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах с углекислым газом при низком давлении в качестве теплоносителя в первом контуре. Особенностью концепции является близкое к атмосферному давление теплоносителя первого контура и пониженное объемное энерговыделение топлива в активной зоне. Рассматриваемая реакторная установка предложена к исполнению с серийной турбоустановкой К-800-240 для тепловой энергетики на сверхкритических параметрах рабочего тела. Выполнены расчеты геометрических параметров реактора и параметров теплоносителя первого контура, обеспечивающих охлаждение топлива как в номинальном режиме работы, так и при переходных режимах, связанных с потерей электроснабжения собственных нужд и потерей основного теплоносителя с заменой его атмосферным воздухом. Рассмотрены два переходных сценария: отвод остаточных энерговыделений и работа реактора на пониженном уровне мощности, для оценки возможности применения системы аварийного расхолаживания в качестве штатной системы для разогрева реактора до номинальных параметров. С применением программных средств TPP и "Десна" разработана модель энергоблока с исследуемой реакторной установкой, позволяющая проводить нестационарные расчеты переходных режимов

Просьба ссылаться на эту статью следующим образом:

Семишин В.В., Кавун О.Ю. Теплогидравлические характеристики концептуальной реакторной установки с ядерным реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым углекислым газом. Вестник МГТУ им. Н.Э. Баумана. Сер. Машиностроение, 2025, № 2 (153), c. 118--135. EDN: PPDHGZ

Литература

[1] Кавун О.Ю., Лифшиц А.М., Семишин В.В. Концепция газоохлаждаемого внутренне безопасного ядерного реактора на быстрых нейтронах. Автоматизация и IT в энергетике, 2021, № 4, с. 12--23. EDN: JIVXLO

[2] Золотарев А.В., Коробкова П.А., Семишин В.В. Разработка основных конструкторских решений для газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах. Студенческая научная весна. Сб. тез. докл. Всерос. студ. конф. М., Научная библиотека, 2022, с. 53--54. EDN: LDGAOQ

[3] Калинчева Т.В., Семишин В.В. Исследование нейтронно-физических характеристик и состава топлива газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах. Студенческая научная весна. Сб. тез. докл. Всерос. студ. конф. М., Научная библиотека, 2022, с. 55--56. EDN: CMVJON

[4] Багдасаров Ю.Е., Поплавский В.М., Матвеев В.И. и др. Естественная безопасность перспективной ядерной технологии на основе БН-800. Атомная энергия, 2001, т. 90, № 6, с. 438--444.

[5] Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. Атомная энергия, 2016, т. 120, № 4, с. 183--191.

[6] Муравьев Е.В. Актуальность замыкания ядерного топливного цикла. Атомная энергия, 2011, т. 111, № 6, с. 334--342.

[7] Darilek P., Zajac R. ALLEGRO --- introduction to GFR. Proc. Twenty-First Symposium of Atomic Energy Research on WWER Physics and Reactor Safety. Budapest, IAEA--Kiadja and KFKI Atomenergia Kutatointezet, 2011, pp. 1--10.

[8] Hatala B. Gas cooled fast reactor. 13th GIF-IAEA Interface Meeting Presentations. Vienna, IAEA, 2019.

[9] Phenix and Super-Phenix reactors. In: Liquid metal cooled reactors: experience in design and operation. Vienna, IAEA, 2007, pp. 57--101.

[10] Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., Энергоатомиздат, 1990.

[11] Глазов А.Г., Леонов В.Н., Орлов В.В. и др. Реактор БРЕСТ и пристанционный ядерный топливный цикл. Атомная энергия, 2011, т. 103, № 1, с. 15--21.

[12] Семишин В.В., Кавун О.Ю. Расчетное исследование теплогидравлических характеристик ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого CO2. Теплофизика -- 2022. Сб. тез. докл. науч.-техн. конф. Обнинск, ГНЦ РФ--ФЭИ, 2022.

[13] Волчков В.И., Вольфовский С.А., Ковалев И.А. и др. Паровые турбины сверхкритических параметров ЛМЗ. М., Энергоатомиздат, 1991.

[14] Кавун О.Ю., Куно М.Я., Фейман В.Г. Программа "TPP" для теплогидравлического расчета сложных теплогидравлических сетей. Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов. Нейтроника-98. Сб. тр. семинара МАЭ РФ. Обнинск, ФЭИ, 1998, c. 111--118.

[15] Кавун О.Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе "РАДУГА-ЭУ". Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 1999, № 2, с. 17--39.

[16] Кавун О.Ю., Поликарпова А.М., Пипченко Г.Р. Разработка моделей для экспресс-оценки состояния критических функций безопасности АЭС с реакторами типа ВВЭР. Ядерная и радиационная безопасность, 2018, № 1, с. 10--19. EDN: XTXZHV

[17] Семишин В.В., Кавун В.О., Кавун О.Ю. и др. Разработка модели для экспресс-оценки состояния энергоблока АЭС с реакторной установкой типа БН-800. Инновации в атомной энергетике. Тр. VI Рос. науч.-техн. конф. молодых специалистов. М., Изд-во АО "НИКИЭТ", 2019, с. 553--562.

[18] Карташов Б.А., Козлов О.С., Винников И.К. и др. Моделирование технических систем в среде ПК "МВТУ". Вестник ДГТУ, 2009, т. 9, № 4, с. 643--647.

[19] Anwyl С., Boxall С., Wilbraham R., et al. Corrosion of AGR fuel pin steel under conditions relevant to permanent disposal. Procedia Chem., 2016, vol. 21, pp. 247--254. DOI: https://doi.org/10.1016/j.proche.2016.10.035

[20] Pexton A.F. MAGNOX reactors and advanced gas-cooled reactors. Technical Committee Meeting on Gas-Cooled Reactors and Their Applications, 1986, pp. 11--28.

[21] Nonbol E. Description of the advanced gas cooled type of reactor (AGR). Roskilde, Riso National Laboratory, 1996.

[22] Bebjak S., Kvizda B. Gas-cooled fast reactor --- ALLEGRO decay heat removal studies. Proc. 23 Inter. Conf. on Applied Physics of Condensed Matter. Bratislava, University of Technology, 2017, pp. 29--33.

[23] Cheng L.Y., Wei T.-Y.-C. Decay heat removal in GEN IV gas-cooled fast reactors. Sc. Technol. Nucl. Install., 2009, vol. 2009, pp. 99--111. DOI: https://doi.org/10.1155/2009/797461