Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем

Ашурко, Юрий Михайлович

Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем

кандидата технических наук: Ашурко, Юрий Михайлович
город: Обнинск
год: 2003
специальность ВАК РФ: 05.14.03
цена: 450 рублей

Диссертация по энергетике на тему «Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем»

Автореферат диссертации по теме "Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем"

На правдх рукописи УДК 621.039.526

АШУРКО ЮРИЙ МИХАЙЛОВИЧ

. - > •

МЕТОДЫ ОБОСНОВАНИЯ И ОПТИМИЗАЦИИ ОСНОВНЫХ г ХАРАКТЕРИСТИК СИСТЕМ ОТВОДА ОСТАТОЧНОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЯ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Специальность 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

0бии<1с1с-2003

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации — Физико-энергетическом институте им А. И. Лейпунского

Научный руководитель:

Кандидат технических наук Кузнецов Игорь Алексеевич

Официальные оппоненты:

Доктор технических наук, с. н. с. Сорокин Александр Павлович

Кандидат физико-математических наук, доцент Алексеев Павел Николаевич

Ведущая организация:

Государственное унитарное предприятие Опытное конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ) имени Африкантова И. И. г. Нижний Новгород

Защита состоится « » 2003 года в 10 часов на заседании диссертационного

совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ по адресу: 249033, г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ - ФЭИ.

Автореферат разослан« » 2003 года

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук

Прохоров Ю.А.

ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность темы, связанной с обоснованием и повышением безопасности быстрых реакторов с натриевым охлаждением (РБН) в условиях аварийного теплоотвода, определяется следующими обстоятельствами.

В последние годы произошло ужесточение требований со стороны надзорных органов к обеспечению безопасности АЭС. В связи с этим возникла задача доведения действующих АЭС до соответствующего уровня требований безопасности, в частности, усовершенствования входящих в состав этих станций систем отвода остаточного тепловыделения (COOT).

При разработке и обосновании новых проектов АЭС появился ряд проблем и аспектов, анализ которых ранее не требовался или требовался'в не столь детальной форме. К ним можно отнести следующие вопросы:

- анализ отказов по общей причине и учет их влияния на работоспособность отдельных систем и оборудования и безопасность установки в целом;

- анализ возможных ошибок персонала и учет их влияния на протекание аварийных процессов;

- учет влияния внешних факторов, свойственных месту расположения АЭС, на работоспособность систем и оборудования (уровень сейсмичности, возможные источники ударной волны, ветровая нагрузка, характерные колебания температуры наружного воздуха и т. п.);

- формирование перечня запроектных аварий, наиболее опасных по последствиям и по вероятности их возникновения, анализ этих аварий и в случае необходимости разработка мероприятий, обеспечивающих приемлемые последствия аварий.

В частности, учет вышеуказанных вопросов применительно к COOT требует анализа режимов их функционирования в условиях естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя. Таким образом, исследование явления ЕЦ в реакторных установках (РУ) приобретает большое значение с точки зрения обоснования их безопасности.

Подобные исследования представляют большой интерес и с точки зрения перспектив развития ядерной энергетики. Анализ тенденций развития ядерной энергетики показывает, что акцент делается на создание АЭС, обладающих свойствами повышенной безопасности, за счет максимального использования внутренне присущих им свойств безопасности, а также пассивных систем. Поэтому можно утверждать, что COOT в быстрых реакторах (БР) следующих поколений будут основаны на "максимальном использовании пассивных принципов работы, т. е. на ЕЦ. В связи с эШм актуальной является разработка и обоснование перспективных пассивных COOT.

Решение перечисленных проблем тесным образом связано с необходимостью разработки соответствующих расчетных кодов, адекватно моделирующих исследуемые процессы.

Цель работы состоит в обобщении опыта исследований проектных и запроектных режимов аварийного теплоотвода в реакторах БН-350, БН-600, проекте реактора БН-800 и на его основе разработке методик по обоснованию и оптимизации основных характеристик перспективных COOT для проектов будущих АС с РБН.

Научная новизна результатов диссертационной работы заключается в том, что:

- на основе анализа экспериментальных данных, полученных на действующих РБН, разработана и верифицирована новая комплексная математическая модель процессов аварийного теплоотвода для РУ с петлевой и интегральной компоновками, описывающая как общеконтурную, так и локальную конвекцию теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплоперенос

в помещениях АЭС, тепловые потери в окружающее пространство. Данная математическая модель реализована в виде вычислительных программ STOPWNC и DINRUN, используемых для оптимизации "ССГОТ и обоснования безопасности реакторов БН-350, БН-800; !

- впервые сформулированы критерии устойчивости режимов рЦ воздуха в различных контурах сложной конфигурации; . .„ ,

- предложены принципы построения и формирования управляющего сигнала автоматического регулятора COOT РУ БН-800, технические решения, обеспечивающие требуемое качество работы регулятора, и обоснованы условия его устойчивости;

- предложена новая методика комплексной оптимизации основных характеристик COOT;

- разработаны способы повышения эффективности пассивной системы аварийного теплоотвода через корпус реактора;

- предложен новый вариант пассивной COOT с распределенным стоком тепла наружу через стенки трубопроводов и оборудования контуров РУ.

По теме диссертации автор имеет 2 авторских свидетельства на изобретения [1]-[2].

Практическая ценность. Разработаны расчетные коды, верифицированные на основе экспериментальных данных, которые позволили обосновать допустимые уровни мощности РУ БН-350.

Результаты выполненных расчетов были использованы при:

- подготовке соответствующих разделов ТОБ с обоснованием безопасности РУ БН-350, БН-800, БН-600 с гибридной активной зоной в режимах отвода остаточного тепловыделения (ООТ);

- определении оптимальных алгоритмов запуска COOT и управления ими как в проектных, так и запроектных режимах;

- исследовании степени возможного влияния на работоспособность и характеристики COOT и соответственно на безопасность РУ в целом таких внешних воздействий, как землетрясение, ветровая нагрузка.

Предложена новая методика выбора и оптимизации мощности COOT с учетом всей совокупности параметров РУ и динамики протекания режимов ООТ.

Исследованы пределы возможного практического применения перспективных COOT через корпус реактора, а также через стенки трубопроводов теплоотводящих петель и выработаны предложения по расширению границ применимости подобных систем, что позволяет в перспективе после соответствующего обоснования отказаться от специального натриевого оборудования для отвода остаточного тепловыделения и за счет этого существенно повысить экономичность АЭС с РБН.

Автор защищает следующие основные положения:

- комплексная методика моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство, реализованная в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, использованных для оптимизации COOT и обоснова-

, , ния безопасности реакторов БН-800, БН-600, БН-350;

- критерии устойчивости штатных режимов ЕЦ воздуха для отдельных контуров сложной конфигурации;

- рекомендации по комплексной оптимизации схем и характеристик COOT и выбору их мощности в процессе проектирования;

- предложения по принципам построения и формирования управляющего сигнала, параметрам автоматического регулятора и техническим решениям, обеспечивающим устойчивое и качественное регулирование температуры натрия на выходе воздушного теплообменника (ВТО) БН-800;

- методика учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350;

- научно-технические решения, позволяющие расширить границы применимости перспективной COOT через корпус реактора;

- концепция COOT через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющая повысить безопасность и экономичность БР; проработки по ее обоснованию.

Апробация работы. Материалы, вошедшие в диссертацию, докладывались на международных, всесоюзных и отраслевых конференциях, совещаниях и семинарах, в том числе на Конференциях по безопасности БР в Гернси (1986), в Сноуберд (1990), в Обнинске (1994), на совещании Консультативной группы МАГАТЭ в Юлихе (1994).

Публикации. Материалы, использованные в диссертационной работе, опубликованы в составе 90 научных трудов, выпущенных при участии диссертанта.

Структура и объем диссертации. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы из 221 наименования. Основной материал диссертации изложен на 160 страницах машинописного текста, содержит-3 таблицы и 128 иллюстраций, дополнен тремя приложениями - на 5 листах.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Выполненный в начале первой главы анализ проблем безопасности, возникающих в РБН в режимах ООТ, выявил, что ключевой задачей является организация циркуляции теплоотводящих сред в контурах РУ. Ее решение может быть обеспечено как активными средствами, так и пассивными - за счет естественных факторов, возникающих в процессе аварийного теплоотвода и обеспечивающих конвекцию теплоносителя без внешних побудителей, т. е. естественную конвекиию (или естественную ииркуляиию - применительно к замкнутым контурам).

Показано, что требования нормативных документов и существующие тенденции в подходах к обеспечению безопасности АС способствуют более широкому использованию пассивных принципов функционирования систем безопасности. Применительно к COOT это означает использование режима ЕЦ теплоотводящих сред в контурах РУ.

Накопленный опыт свидетельствует, что возникновение ЕЦ теплоносителя не является безусловным событием. Она не определяется однозначно только заложенными конструктивными решениями, а зависит от многих внешних и внутренних факторов, в частности от исходного состояния системы и РУ в целом, от условий протекания режима и, в свою очередь, влияет на характер режима аварийного теплоотвода за счет обратных связей. Как показывают и расчеты, и практика, для многих COOT в зависимости от их исходного состояния и внешних факторов можно получить режимы ЕЦ теплоносителя в контурах, отличающиеся как направлением расхода, так и его величиной. Более того, в определенных ситуациях возможна реализация условий, препятствующих развитию эффективной ЕЦ.

Таким образом, обоснование работоспособности пассивной COOT требует анализа всех!' возможных состояний системы и РУ, всех возможных режимов протекания прОцёёса аварийного теплоотвода и возможного диапазона изменения всё* параметров, влияющих на развитие ЕЦ.

Выполненная классификация COOT и анализ тенденций их развития показывает, что наиболее перспективными являются пассивные COOT, Использующие в качестве конечного поглотителя воздух. Разработка таких COOT идет по двум направлениям:

1) СООТчерез ВТО;

2) COOT через корпус реактора, аналогичные используемой ^"проекте PRISM ' J(CKwa следует отнести и предлагаемый автором вариант с 6тВодом!,Гепла через

наружную поверхность трубопроводов и оборудования контуров РУ).

В обоих случаях одной из основных является проблема обеспечения устойчивой и эффективной ЕЦ теплоотводящих сред в контурах COOT.

Расчетно-экспериментальному анализу явления ЕЦ в контурах РБН в режимах аварийного теплоотвода посвящены последующие разделы главы 1.

Расчет длительных переходных процессов, реализующихся в контурах РУ в режимах аварийного теплоотвода (до нескольких десятков часов или даже нескольких суток), с помощью многомерных программ требует значительного машинного времени. Поэтому в инженерных кодах, используемых для полномасштабного анализа режимов ЕЦ в границах всей РУ, широко используются одномерные модели течения теплоносителя. 1

В этих моделях одномерное естесгвенноконвекгивное движение теплоносителя является результатом неравномерного распределения его температуры по длине исследуемого замкнутого контура циркуляции. В границах этого контура возникает направленное течение теплоносителя. Эта обшеконтурная ЕЦ моделирует основное (усредненное по проходному сечению контура) течение теплоносителя.

В рамках такой одномерной модели мы пренебрегаем пространственной картиной течения теплоносителя, в том числе возможностью образования вторичных течений теплоносителя, замыкающихся в пределах отдельных участков основного контура циркуляции. Такие замкнутые локальные контуры можно условно разбить на две группы в зависимости от их пространственной ориентации:

а) контуры циркуляции, замкнутые в плоскости, перпендикулярной основному течению теплоносителя (т. е. в плоскости поперечного сечения трубопровода) и обусловленные неравномерностью распределения температуры теплоносителя в этом сечении; , .

б) контуры циркуляции, замыкающиеся в плоскостях продольных сечений трубопровода (т. е. имеющие определенную протяженность вдоль основного контура циркуляции) и обусловленные неравномерностью распределения температуры теплоносителя по длине основного контура циркуляции.

Именно локальные контуры циркуляции второго рода, которые мы в дальнейшем будем называть локальной ЕЦ. представляют для нас интерес, так как в большинстве случаев они будут оказывать заметное влияние на перенос тепла вдоль основного контура циркуляции и соответственно на уровень и характер развития общеконтурной ЕЦ. , ...

Это подтвердили специально проведенные, в 1996, году эксперименты по ЕЦ теплоносителя в петлях 1 и 2 контуров БН-350, целью которых ставилось:

1) показать наличие эффективной ЕЦ в петлях 2 контура ч условиях отказа 3 контура и осушения парогенераторов (ПГ) вследствие отсутствия сейсмостойких обеспечивающих систем (надежного электро- и водоснабжения);

2) получить количественные характеристики эффективности рассеивания остаточного тепловыделения в окружающую среду с поверхности трубопроводов и оборудования петель 1 и 2 контуров;

3) выполнить верификацию расчетных кодов, используемых для расчета режимов аварийного теплоотвода в РУ БН-350 и обоснования допустимых уровней мощности РУ БН-350.

Главным критерием при оценке эффективности ЕЦ было предложено считать уровень расхода ЕЦ теплоносителя независимо от его направления.

По результатам обработки полученных экспериментальных данных были уточнены теплоаккумулирующие и теплорассеивающие характеристики РУ БН-350:

- теплоемкость бака реактора - ~270 МДж/°С;

- теплоемкость петли 1 контура - ~116 МДж/°С;

- теплоемкость петли 2 контура с ПГ с трубками Фильда (ПГФ) - ~180 МДж/°С;

- теплоемкость петли 2 контура с ПГ "Надежность" (ПГН) - ~200 МДж/°С;

- коэффициент тепловых потерь с бака реактора - -0.5 кВтЛС;

- коэффициент тепловых потерь с петли 1 контура - ~0.5 кВт/°С;

- коэффициент тепловых потерь с петли 2 контура с ПГФ - ~ 1.65 кВт/°С; г. - коэффициент тепловых потерь с петли 2 контура с ПГН - ~1.87 кВт/°С.

Эти результаты позволили внести соответствующие корректировки как в исходные данные расчетной программы STOPWNC, так и в методику учета теплоаккуму-лирующих и теплорассеивающих характеристик контуров РУ и возникающих застойных зон.

Главное, что условия проведения этих экспериментов позволили выявить важную роль, которую играют локальные свободноконвективные течения теплоносителя в процессах переноса тепла в контурах, в том числе вовлекая в аккумуляцию и рассеивание тепла наружу неотсеченные участки контуров нерабочих петель.

Наличие существенной локальной ЕЦ теплоносителя было обнаружено по результатам анализа эффективности мероприятий, предпринятых по отсечению незадейст-вованных в экспериментах петель 1 и 2 контуров БН-350. Отсечение нерабочих петель 1 контура осуществлялось посредством закрытия задвижек 2 (рис. 1.1), исключение паразитных утечек тепла в петли 2 контура обеспечивалось за счет разрыва контура циркуляции натрия в этих петлях путем снижения его уровня: в пароперегревателях в петлях с ПГФ и в буферной емкости в петле с ПГН (рис. 1.2).

Рис 1.1. Схема петли 1 контура РУ БН-350.

На приведенных схемах петель (рис. 1.1-1.2) выделены участки контуров, в которых происходило развитие локальной конвекции натрия, обеспечивающей, несмотря на отсутствие общеконтурной ЕЦ, эффективный перенос тепла вдоль контура. Локальная ЕЦ возникает как на горизонтальных, так и вертикальных участках контуров циркуляции при наличии разности температур по их длине (причем на вертикальных участках более нагретый теплоноситель должен находится в нижней части участка). Механизм возникновения локальной ЕЦ и возможные схемы ее реализации иллюстрируются на .примере горизонтального участка трубопровода (рис. 1.3). Следует отметить, что для нас не столь важны конкретная форма и количество возникающих контуров локальной ЕЦ; для нас более важно знать интенсивность переноса тепла вдоль контура, которая зависит от интенсивности подвода и отвода тепла на участке, от его геометрических и теплргидрав-лических характеристик и характеризуется величиной расхода локальной конвекции.

.В реальных .условиях перенос тепла-в петлях осуществляется одновременно за счет обоих типов естественной конвекции, которые определенным образом накладываются друг на друга. В этом случае локальная естественная конвекция представляет собой вторичное течение по отношению к течению общеконтурной ЕЦ.----

б) несколько локальных контуров

Рис. 1.3 Схема локальной естественной циркуляции на горизонтальном участке легли

Модель локальной БЦ была использована также для моделирования застойных зон, образуемых в баке реактора и в нерабочих петлях 1 контура.

Экспериментальное подтверждение возникновения локальной ЕЦ следует из рис. 1.4-1.7, на которых представлено сравнение экспериментальных данных с результатами расчета, выполненными по программе STOPWNC после дополнения ее моделью локальной ЕЦ, описание которой приведено ниже.

Характер изменения измеренной в эксперименте № 1 температуры натрия на входе в промежуточный теплообменник (ПТО) №6 (рис. 1.4), на входе в 111 "Н петли № 10 (рис. 1.5) в условиях отсутствия общеконтурной ЕЦ в данных, не участвующих в экспериментах пегглях непосредственно свидетельствует о наличии эффективной локальной ЕЦ натрия на соответствующих участках контуров. Корректность постулируемого механизма локальной ЕЦ и предложенной ее математической модели подтверждается удовлетворительным совпадением указанных экспериментальных кривых с расчетными. Допустимость использования принципа суперпозиции общеконтурной и локальных составляющих ЕЦ теплоносителя подтверждается удовлетворительным согласием между расчетной и экспериментальной кривыми изменения температуры натрия на входе в ПГН петли № 10 в эксперименте № 3 (рис. 1.6). Наличие локальной ЕЦ привело к тому, что определенные участки не задействованных в экспериментах петель 1 и 2 контуров также участвовали в аккумуляции тепла и его последующем рассеивании наружу. Такие связи между участвующими и незадейство-ванными в экспериментах петлями, обусловленные наличием локальной ЕЦ, также были смоделированы в расчетной коде. Поэтому наблюдаемое удовлетворительное совпадение расчетных И экспериментальных результатов в целом, как, например, поведение температуры натрия в верхней смесительной камере реактора (рис. 1.7), свидетельствует об удовлетворительном описании с помощью модели локальной ЕЦ всей совокупности застойных зон, образующихся в 1 контуре, и также является дополнительным подтверждением существования локальной ЕЦ.

Таким образом, проведенные эксперименты позволили усовершенствовать и верифицировать расчетный код STOPWNC, продемонстрировали возможность обеспечения ООТ наружу через петли 1 и 2 контуров в режиме ЕЦ натрия, подтвердили наличие локальной ЕЦ натрия в контурах РУ БН-350 и заметное ее влияние на характер протекания режима аварийного теплоотвода в целом, что приводит к необходимости учета данного явления при расчетном моделировании режимов с ЕЦ теплоносителя.

Последний раздел главы посвящен критериальному анализу устойчивости режимов ЕЦ воздуха в разомкнутых контурах сложной конфигурации, используемых в COOT. Были проанализированы воздушный тракт системы воздушного охлаждения (СВО) ПГН в БН-350 (рис. 1.8а) и воздушный тракт COOT ВТО БН-800 ¿рис. 1.86).

Каждый из трактов, имеющих сложную конфигурацию, можно разбить на три участка: общий участок и два параллельных - основной и байпас. Показано, что в зависимости от теплогидравлических характеристик и исходного температурного состояния этих участков, алгоритма запуска тракта в работу в основном и байпасном участках могут реализоваться различные направления течения и соотношения расходов ЕЦ воздуха В итоге это приводит к изменению эффективности COOT в цепом.

Справедливость полученных аналитических критериев опрокидывания расходов воздуха на отдельных участках воздушного тракта подтверждена прямыми расчетами на примере СВО ПГН. доказано, что отводимая СВО ПГН мощность может варьироваться от 0.72 МВт до 0.87 МВт (при температуре натрия в ПГН 260°С).

Для первоначального варианта воздушного тракта COOT ВТО БН-800 с общим забором воздуха на все ВТО выявлена потенциальная возможность опрокидывания

Эксперимент №1

температура в баю реактора , температура на входе ПГФ №в температура на входе ПТО петли №6

# - эксперимент (поа. 12) . ■ - эксперимент А - эксперимент

О-расчет' ' □-расчет Л-расчет

Рис. 1.4.

Время^а?

температура на входе ПТО в петпе №4 температура на входе ПГН а петпе №10" ' • - эксперимент ' ' А-эксперимент

О - расчет • - ' Д-раечет

Рис, 1.5.

Эксперимент №3

Время, час

температура на входе ПТО в петле №4 температура на входе ПГ в петле N«10 • - эксперимент А - эксперимент

О - расчет Л - расчет

Рис. 1.6.

Эксперимент №4

Время, час

Эксперимент: Расчет:

• - температура в баке реакторе (поз 12) О - температура на выходе из активной зоны ■ - температура а баке реактора (поз. 9/1) А - температура а баке реактора А - температура в баке реактора (поз. 9/2)

Рис. 1.7.

мощности, отводимой COOT, - с проектных ~79 МВт вплоть до ~32 МВт. В настоящее время компоновка воздушного тракта ВТО БН-800 изменена - каждый канал COOT имеет индивидуальный забор воздуха, что исключает опасность опрокидывания расхода воздуха в отдельных ВТО в процессе включения COOT в работу.

Вторая глава посвящена описанию математических моделей, используемых в разработанных автором кодах DINRUN и STOPWNC для расчета процессов ООТ в РБН. Эти коды имеют схожую структуру и математические модели. Обе программы относятся к классу инженерных кодов и имеют следующие основные признаки:

- одномерная модель течения теплоносителя в контурах РУ;

- точечное приближение кинетики активной зоны реактора;

- учет теплообмена между теплоносителем и стенками трубопроводов и оборудования, а также с окружающей средой;

- учет изменения температуры воздуха и бетона шахты реактора и помещений РУ при отказах систем вентиляции в процессе аварийного теплоотвода;

- учет переноса тепла в контурах РУ посредством локальной ЕЦ;

- использование модели локальной ЕЦ для моделирования характеристик застойных зон в баке реактора и контурах РУ;

- учет влияния возможных неблагоприятных внешних воздействий на гидравлику воздушного тракта COOT (ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб ВТО в результате землетрясения).

Главное отличие между этими кодами состоит в том, что код DINRUN является более универсальным с точки зрения подготовки исходных данных и в связи с этим может быть использован для моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к любому РБН в его произвольной конфигурации, не требуя предварительной адаптации самого кода. Программа STOPWNC жестко привязана к РУ

БН-350 - при моделировании тепловых потерь с поверхности контуров РУ в качестве исходных данных используются экспериментальные результаты.

Система уравнений, используемых в математических моделях, является системой дифференциальных уравнений первого порядка. Численное решение данной системы уравнений обеспечивается их трансформацией в систему конечно-разностных уравнений первого порядка, записанных с использованием неявной схемы.

Разработанная математическая модель локальной БЦ позволяет в рамках одномерной модели течения теплоносителя учесть перенос тепла вдоль контура за счет локальной конвекции.

Первоначально исследуемый контур разбивается на горизонтальные и вертикальные участки в соответствии с особенностями возникновения локальной ЕЦ.

Для каждого выделенного участка рассматривается один замкнутый локальный контур циркуляции теплоносителя по всей его длййе'(на*рис. 2.1 в качестве примера приведена модель контура локальной ЕЦ на горизонтальном участке). В действительности в зависимости от конкретных условий вместо одного могут образоваться и ббльшее количество локальных контуров циркуляции, однако, как уже отмечалось выше, с точки зрения переноса тепла вдоль контура это не имеет принципиального

значения.

При описании локального сво-бодноконвективного течения теплоносителя сделаны следующие допущения:

- локальное свободноконвективное течение возникает и развивается паралл^л^Ц с Основный общеконтурным течением, в том числе и принудительны» (результирующий перенос энергии вдоль контура получается суперпозицией общеконтурной и локальных составляющих);

- прямое" и "обратное" направления

течения в локальном контуре каждое занимает половину проходного сечения участка и характеризуется средним значением скорости и";

- определяющими для возникающего локального движущего термического напора являются значения температуры теплоносителя на краях участка Т и Т";

- температура теплоносителя р каждом сечении участка контура характеризуется единым значением Тс, усредненным по данному сечению;

- величина гидравлического, сопротивления участка для локального свободно-конвективного движения пропорциональна величине, рассчитываемой для общеконтурного течения, независимо от направления течения теплоносителя.

Учет при расчете температуры теплоносителя на ¿-м^учаетке у'-ой 'петли состав-ляющёй, обусловленной переносом тепла вдоль контура за счет локального свободно-конвективного движения теплоносителя, приводит, к появлению .дополнительного" члена: ,( ,

1Ц ц'Д/.г) д%„(1,т) Лс1 "в2Теи(1,т)

Эт " ' а/ 2 ы% ~ РсГС« 511 </>,! "с •/«!),

Рис. 2.1. Модель контура локальной ЕЦ на горизонтальном участке

где г - время;

I - пространственная координата вдоль контура;

Тсф, í) - температура теплоносителя в у'-ой петле;

T,íj(l, т) - температура стенки контура в у'-ой петле;

U\j{l, т) - скорость общеконтурной циркуляции теплоносителя в у'-ой петле;

Щ{1,г) = ^-SlM . скорость локальной ЕЦ на /-ом участке; Ра Ja

G¡ (г) - массовый расход локальной ЕЦ на i-ом участке; (кц)у - линейный коэффициент теплопередачи (на единицу их длины) от теплоносителя к стенке контура в у'-ой петле; Peí • Cd - удельная плотность и теплоемкость теплоносителя; - коэффициент теплопроводности теплоносителя; fei - площадь проходного сечения контура.

Член, характеризующий вклад локальной ЕЦ в перенос тепла вдоль контура, представляет собой величину первого порядка малости по отношению к общеконтурной ЕЦ. Однако, как показывает анализ экспериментов по ЕЦ на БН-350 и результаты расчетов, в тех случаях, когда расход общеконтурной ЕЦ мал, механизм переноса тепла вдоль контура за счет локальной ЕЦ становится основным - расход локальной ЕЦ может достигать нескольких процентов. -

Для расчетного моделирования нестационарных процессов аварийного теплоотвода через корпус реактора был разработан расчетный код SARB. Принципиальная схема математической модели, используемой в данном коде, представлена на рис. 2.2.

В коде SARB теплоноситель внутри бака реактора и внутрибако-вые конструкции моделируются в двухемкостном приближении; система передачи тепла от теплоносителя в баке реактора к воздуху, охлаждающему страховочный корпус, и собственно система воздушного охлаждения моделируются с помощью сосредоточенных моделей. Однако теплогид-равлика последних систем описывается достаточно подробно. Такой подход позволяет оперативно проводить большой объем расчетных исследований по оптимизации данных COOT и выявлению их потенциальных возможностей.

1 - внутрибаяовые конструкции,

2 - натрий ■ баке реактора, т

3 - основной корпус реактора; -1 -

4 - зазор между основным и I

страховочным корпусами. Воздух

5 - страховочный корпус реактора;

6 - зазор меяаду страховочным

корпусом и коллектором подвода воздуха (облицовкой шахты реактора);

7 - коллектор теплового излучения;

8 - коллектор подвода воздуха

(облицовка шахты реактора).

Рис. 2.2. Принципиальная схема математической модели системы отвода тепла через корпус реактора

В третьей главе рассматриваются результаты расчетных исследований режимов ООТ, выполненных в обоснование принимаемых решений по обеспечению безопасности действующих и проектируемых РБН (БН-350, БН-800).

В первом разделе представлены результаты обоснования допустимых уровней мощности.РУ БН-350, выполненные с помощью верифицированной программы STOPWNC, которые показывают важную роль локальной ЕЦ в петлях 2 контура в обеспечении аварийного теплоотвода.

Основная часть главы посвящена обоснованию и оптимизации характеристик ССЮТ„БН-800.

При функционировании COOT возникает проблема, обусловленная необходимостью поддержания температуры натрия на выходе ВТО в требуемом диапазоне значений посредством изменения гидравлического сопротивления воздушных шиберов. Система "ВТО-воздушный тракт" является сильно инерционной, в то время как воздушные шиберы имеют высокую скорость открытия/закрытия и крутую гидравлическую характеристику. Это приводит к возникновению сильных автоколебаний температуры натрия на выходе ВТО (рис. 3.1а) в процессе работы системы автоматического регулирования (САР). Снижение скорости поворота лопаток шиберов не дает положительного эффекта - лишь некоторое снижение амплитуды колебаний температуры. Поэтому было предложено ввести в алгоритм работы регулятора: 1) коррекцию по производной изменения температуры натрия на выходе ВТО и 2) режим периодического прерывания в реализации сигнала на поворот лопаток шиберов. По результатам расчетов было рекомендовано после работы электропривода шибера в течение 1.5 с делать прерывание на -10 с (даже при наличии сигнала о превышении допустимого отклонения от заданного значения температуры натрия на выходе ВТО). Эти мероприятия позволили обеспечить устойчивую работу САР в штатном режиме функционирования COOT БН-800 с принудительной циркуляцией (ПЦ) натрия через ВТО (рис. 3.16).

550

450 га 400

Q. £

I 350

250

Li-—=J

L _ _■». . "•хГу ■ • /д ,<т\у ■ i

550 500

о° 450 &

«400

Q. 2

| 350 300 250

У i_I_j ■ i ■_i

500

1000 1500 2000 а) Время, с

+ Возмущение по температуре натрия на входе ВТО Скорость поворота лопаток шибера в режиме регулирования:

-100% проектной скорости -■ -10% проектной скорости

500

1000 1500 2000 б) Время, с

+ Возмущение по температуре натрия на выходе ПТО по 2 контуру Вариант 1:0 • температура на входе ВТО Р - температура на выходе ВТО О - угол поворота лопаток шибера Вариант 2: • - температура на входе ВТО

Рис. 3.1. Изменение температуры натрия на выходе ВТО "-^"^^"лоХтак ш™ра

в режиме автоматического регулирования

Проведено расчетное обоснование алгоритма пуска и функционирования COOT БН-800 как в режиме ПЦ, так и ЕЦ натрия в контурах РУ. Если расчеты варианта с ПЦ натрия подтвердили устойчивую работу регулятора температуры натрия на выходе ВТО (рис. 3.2), то для варианта ЕЦ натрия, менее устойчивого к возникновению режима автоколебаний, потребовалась ограничение по максимальному углу открытия лопаток шиберов не более ~77° (рис. 3.3). Кроме того, расчеты показывают, что для того, чтобы избежать опасности захолаживания натрия в ВТО при пуске COOT, желательно как можно раньше переводить воздушные шиберы в режим регулирования.

500

450

<р 400 l 350

2 зоо 2

н 250

200

150 _>_I_I_I___I___I_<-1_I_I_I_I_I_I_■_I___I

0 50 100 150 200 250 500 750 1000 1250 150Э Рис. 3.2. Время, с

+ ■ вход в реактор Время включения САР ВТО:

• - выход ПТО по 1 контуру - - 70 с

■ - вход ПТО по 2 контуру ---- - 2В с

ф - выход ВТО по натрию А - выход ВТО по воздуху

Рис. 3.3. Время, с

+ - вход в реактор Время включения САР ВТО:

• - выход ПТО по 1 контуру - - 70 с (диапазон углов регулирования 0»80 *)

■ -вход ПТО по 2 контуру ----- 26 с (диапазон углов регулирования 0+77")

4 - выход ВТО по натрию А - выход ВТО по воздуху

Режим отвода остаточного тепловыделения в РУ БН-800

--tr-

-V

_j_I_i_I_I___i_i—

Был проведен цикл расчетных исследований по анализу воздействия неблагоприятной ветровой нагрузки на характеристики COOT БН-800 применительно к площадке БАЭС, для которой максимальная скорость ветра составляет 44 м/с. Также исследовалось влияние разрушения вытяжных труб ВТО на эффективность системы.

Эти результаты суммированы в графиках зависимости мощности ВТО, расхода ЕЦ воздуха через ВТО от высоты вытяжных труб и наличия ветровой нагрузки

(рис. 3.4). Эти статические характеристики COOT БН-800 получены для значения температуры натрия на входе в ВТО, равного 505°С. Помимо режима функционирования также обоснована работоспособность системы в режимах ожидания и пуска в условиях максимальной ветровой нагрузки.

Последняя часть раздела, посвященного COOT БН-800, связана с оптимизацией основных характеристик системы. Здесь можно , выделить два уровня оптимизации:, , - оптимизация характеристик ВТО и воздушного тракта с соблюдением заданного значения мощности ВТО; • оптимизация собственно мощности ВТО.

Высота, м

0 30

• - мощность ВТО ф - расход воздуха

--ветровая нагрузка отсутствует

------ ветровая нагрузка 44 м/с

Рис. 3.4. Зависимость параметров канала COOT РУ БН-800 от высоты вытяжной трубы

Первый уровень оптимизации позволяет определить оптимальную геометрию трубного пучка ВТО (рис. 3.5) и за счет этого снизить существенно высоту вытяжных труб ВТО, а также определить огггимальное соотношение диаметра и высоты вытяжных труб (рис.3.6).

1 2 3 4 5 Поперечный шаг между ширмами, отн ед Шахматный пучок • - высота вытяжной трубы 82,2 м О - высота вытяжной трубы 32,2 м Коридорный пучок ■ - высота вытяжной трубы 82,2 м П - высота вытяжной трубы 32,2 м

Рис. 3.5. Зависимость мощности, отводимой через

ВТр ВН-800, от поперечного шага труб в пучке ВТО

2 4 6 8

Диаметр, м

Коридорный лучок

Рис. З.б. Зависимость площади поверхности вытяжной трубы ВТО ВН-800 'от ее диаметра

Первоначальная высота вытяжных труб ВТО составляла 82 м, сейчас проводится корректировка проекта COOT БН-800, и результаты расчетов показывают, что можно обеспечить уменьшение высоты вытяжных труб до 15-20 м. Из расчетов видно, что существует максимум в зависимость' мощности ВТО от поперечного шага между теп-лообменными трубами в пучке BTO' (pnt. 3.5), а также минимум по металлоемкости вытяжных труб ВТО в зависимости от их"'диаметра (рис. 3.6). Особенностью предлагаемой методики оптимизации характеристик ВТО и воздушного тракта является учет совокупной теплогидравлики всего 'воздушного тракта, включая и ВТО, а не отдельных его частей.

Проектное значение мощности ВТО для БН-800 выбрано со значительным запасом и составляет 1.25% от номинальной мощности РУ в расчете на одну петлю. Диссертантом предложена методика оптимизации мощности ВТО, которая основывается на соблюдении следующего критерия. Температура натрия в баке реактора в процессе ООТ не должна превышать определенного значения, что свидетельствует о требуемой эффективности COOT. Выполненные расчеты в привязке к БН-800 позволили получить зависимости максимальных температур в РУ от уровня тепловых потерь в ВТО (рис. 3.7). Эти результаты позволяют, во-первых, определить необходимый уровень тепловых потерь для обеспечения безопасных пределов РУ при пассивном режиме функционирования системы, т.е. при отказе всех активных элементов, и, во-вторых, позволяют определить допустимую минимальную мощность COOT (с учетом единичного отказа она составляет для БН-800 - 0,9% от номинальной мощности реактора, для БН-1800 - 0,72%).

Показана возможность реализации полностью пассивной COOT через ВТО. Для этого требуется исключить переключения арматуры при переходе на ЕЦ натрия в контурах РУ и обеспечить пассивный способ открытия воздушного тракта. Последнее может быть достигнуто двумя способами:

1. реализация пассивного способа открытия воздушных шиберов ВТО;

2. реализация в активной COOT с ВТО наряду с активным (проектным) режимом открытия воздушных шиберов также пассивного режима функционирования посредством поддержания воздушных шиберов при работе реактора на мощности в приоткрытом состоянии с таким уровнем тепловых потерь наружу, который обеспечивает непревышение пределов безопасности в режиме отвода остаточного тепловыделения.

В главе 4 проводится анализ пассивных COOT, аналогичных используемой в проекте реактора PRISM (рис. 4.1а).

Вначале рассматриваются возможные способы повышения эффективности COOT через корпус реактора и расширения пределов ее применимости, не выходя за грани-

-f - вариант с ATO в верхней смесительной камере и неотсечением петель 2 контура

О - вариант с ATO в "холодной" полоста на выходе

ПТО и неотсечением петель 2 контура □ - вариант с ATO в верхней смесительной камере

и отсечением петель 2 контура Рис. 3.7. Зависимость температуры в верхней камере РУ БН-800 от исходного уровня тепловых потерь через ВТО

цы традиционной концепции - использования для рассеивания тепла наружу только поверхности корпуса реактора.

Традиционная схема

Предложения по улучшению традиционной схемы

1 - основной корпус

2 - зазор между основным и страховочными корпусами

3 - страховочный корпус

4 - зазор меаду страховочным корпусом и коллектором

подвода воздуха .5 - коллектор подвода воздуха ,6,-зазор мехзду коллектором подвода воздуха

и облицовкой шахты реактора 7 - облицовка ййхты ^эеакгора В - вход воздуха

9 - выход воздуха

10 -выходная часть воздушного трапа (вытяжная труба)

Рис. 4.1. Принципиальная схема традиционного и модернизированного ' вариантов системы аварийного отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора

в)

1 - перфорированные экраны

2 - отверстия в экранах

Стрелки указывают направление потока воздуха

Параметрический анализ характеристик данной COOT с помощью кода SARB выполнен на примере реактора БН-800. Было очевидно, что эффективности подобной системы недостаточно для обеспечения приемлемого уровня температуры в баке реактора БН-800 в процессе ООТ. Однако в этих исследованиях ставилась задача не обоснования характеристик конкретной COOT для реактора БН-800, а выявления степени влияния различных параметров системы на ее эффективность. Параметрический характер исследований объясняет "выход" температуры теплоносителя в отдельных вариантах расчетов за рамки, допустимые моделью расчетной программы, предполагающей однофазное состояние теплоносителя.

, В качестве" критерия эффективности COOT рассматривается максимальный уровень среднесмешанной температуры теплоносителя в баке реактора, реализуемый в процессе функционирования COOT.

В первую очередь внимание было уделено варьированию тех параметров, которые не требуют внесения изменений в проекты основного оборудования РУ:

1) высота вытяжных труб воздушного тракта, их гидравлическое сопротивление;

2) площадь теплоотдачи к воздуху, в предположении ее изменения за счет развития поверхности облицовки шахты реактора или использования коллектора теплового излучения (при неизменной площади поверхности основного и страховочного корпусов);

3) ширина зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора (или коллектором подвода воздуха), влияющая на гидравлическое сопротивление зазора, на скорость воздуха на участке теплообмена и, следовательно, на

Выявлено наличие минимума в зависимости максимального значения сред-несмешанной температуры теплоносителя в баке реактора от ширины зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора (рис. 4.2). Видно, что выбор оптимальной ширины зазора позволяет при всех прочих неизменных характеристиках РУ существенно снизить максимальное значение температуры теплоносителя, реализуемое в процессе ООТ. Значение оптимальной ширины зазора составляет для БН-800 ~7 см (для БН-1600 - -10 см) и не зависит от таких характеристик, как теплоемкость бака реактора, коэффициент теплового излучения (е) материала корпусов (для значений выше 0.5), высота вытяжных труб (я), исходная мощность реактора, начальный уровень среднесмешанной температуры натрия в баке реактора, состояние зазора между основным и страховочным корпусами реактора-заполнен (ША-1) или нет (Ш=0) натрием или другим веществом, наличие или отсутствие страховочного корпуса, гидравлическое сопротивление участка теплообмена (в диапазоне относительных значений от 0.3 до 3.0).

С целью развития поверхности теплоотдачи к воздуху, протекающему в зазоре между страховочным корпусом и шахтой реактора (коллектором подвода воздуха), предложены варианты с размещением в данном зазоре специального коллектора теплового излучения с поверхности страховочного корпуса [7]-[8], состоящего из набора; 1) определенным образом ориентированных пластин (ребер) (рис. 4.16);

величину коэффициента теплоотдачи к воздуху.

• - с = / о, ш~о А-е-1.0, тл-1 ш-в-а85, шл-о *-е~в.ед тл-1 5, тл-о +-е-о.}. шл = 1

' ; ■ Н-60М

Рис. 4.2. Зависимость уровня максимальной температуры натрия в баке РУ БН-800 от ширины зазора между страховочным корпусом и шахтой реактора (традиционный вариант системы)

2) полупроницаемых для теплового излучения экранов (перфорированных листов или сеток) с возрастанием коэффициента пропускания каждого последующего экрана в направлении от стенки шахты реактора к корпусу реактора (рис. 4.1 в). Подобные коллекторы позволяют увеличить количество тепла, передаваемого к потоку воздуха в зазоре, и соответственно уменьшить уровень максимальной сред-

несмешанной температуры теплоносителя в баке реактора (рис. 4.3). Они также позволяют увеличить значение оптимальной ширины зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора. Однако развитие поверхности тепло-обмена с воздухом имеет свои разумные пределы - существует оптимальное ее значение, т.е. число N экранов (сеток, ребер) в рассматриваемых коллекторах теплового излучения имеет оптимум. При дальнейшем увеличении поверхности коллектора начинает сказываться эффект увеличения гидравлического сопротивления воздушного тракта вследствие затеснения проходного сечения по воздуху на участке теплообмена.

Результаты показывают, что даже с использованием предложенных способов повышения эффективности рассматриваемых COOT (увеличение высоты вытяжных труб, оптимизация ширины зазора воздушного тракта на участке теплообмена, разветвление поверхности теплообмена с воздухом) их мощносгной диапазон ограничен, что не допускает использования таких систем в реакторах (имеющих габаритные характеристики БН-800) с мощностью выше 1200 МВт,,

С целью исключения указанного ограничения по мощности автором предложен новый вариант системы с организацией ООТ через стенки основных трубопроводов и оборудования РУ. В реакторах с интегральной компоновкой 1 контура для этой цели используются трубопроводы и оборудование петель 2 контура.

Суть предложения состоит в том, что все оборудование и трубопроводы, от которых предполагается отводить остаточное тепло, размещаются в страховочном кожухе, который покрыт теплоизоляцией и при нормальной работе РУ отсечен от окружающего пространства (рис. 4.4). Таким образом, в режимах нормальной эксплуатации исключаются паразитные утечки тепла с данного оборудования и трубопроводов. В режимах, когда требуется обеспечить ООТ от остановленного реактора, зазор между "трубопроводами, оборудованием и страховочным' кожухом вокруг них соединяется с окружающим пространством, обеспечивая протечку наружного воздуха через данный зазор и соответственно повышенный отвод тепла от элементов контуров РУ. В контурах РУперенос тепла осуществляется за счет БЦ теплоносителя.

"" Для предлагаемой системы так же, как и для традиционной, существует опти-мальйое'аначение ширины зазора между трубопроводами и кожухом. Если, например, делать едййый'зазор для всей петли 2 котура БН-800 или БН-1600М (с одним подводом и одни^'отвЬдом для потока вбздуха), то оптимальное значение ширины зазора

1400

1300

1200

1 1100

5 О»

и I 1000

900

800

700

0.0 0.2

0.4

0.6 0.8 1.0 ; 'Ширина зазора, и -в

• Щ -N-2 + .N-20

■ -N-1 * _

Рис. 4.3. Зависимость уровня максимальной температуры нагфия в баке РУ БН-800 от ширины зазора между страховочным корпусом и шахтой реактора (усовершенствованный вариант системы)

достигает нескольких десятков сантиметров. Чтобы повысить эффективность данной COOT и уменьшить ширину зазора, его целесообразно разделить на несколько параллельно соединенных со стороны воздуха секций, снабженных вытяжными воздуховодами, обеспечивающими тягу воздуха в данных зазорах.

1 - основной натриевый трубопровод; 6 - коллектор отвода воздуха;

2 - зазор между основным трубопроводом 7 - подводящий воздуховод секции,

и страховочным кожухом;

3 - страховочный кожух; •< •

4 - теплоизоляция,

5 » коллектор подвода ебадуха,

8-отсечной шибер секции

на подводе воздуха; В - отводящий воздуховод секции; 10 - отсечной шибер еепрм

Рис. 4 4. Компоновка секции COOT от основных трубопроводов 2 контура

Привлекательность подобной COOT состоит в следующем:

1) качественно улучшается натриевая противопожарная безопасность, так как страховочный кожух дополнительно выполняет при нормальной работе РУ локализующие функции;

. 2) позволяет отказаться от специальных COOT, включающих в свой состав теп-лообменное оборудование (ВТО, автономные теплообменники - ATO) и натриевые коммуникации со вспомогательными системами очистки и контроля;

3) в случае подсоединения петель с ВТО к баку реактора, отказ от них позволяет уменьши! ь диаметр бака реактора за счет исключения из него ATO;

4) обеспечивает существенное уменьшение объемов натрия и металлоемкости за счет исключения специальных натриевых систем, уменьшения размеров бака реактора;

5) позволяет отказаться от системы электрообогрева на трубопроводах и оборудовании петель 2 контура и организовать газовый разогрев этих элементов.

Для оценки эффективности данной COOT рассмотрены варианты ее применения в составе проекта реактора БН-800 (вместо предусмотренной в проекте системы отвода остаточного тепловыделения через ВТО), а также в составе проекта реактора БН-1600М (БН-1800). Предполагается, что для ООТ используются только основные трубопроводы петель 2 контура (поверхность ПГ и другого оборудования петель для отвода тепла не используется; также в запас возможного повышения эффективности системы пренебрегаем тепловыми потерями с поверхности корпусов реактора).

Для расчетов использовался расчетный код SARB. На рис. 4.5 приведены зависимости максимальной температуры натрия в контурах БН-800 от количества секций, на которые разделяется зазор между основным трубопроводом и страховочным кожухом, для различных значений ширины зазора. Получены данные по зависимости оптимального количества секций, па которые разделяется зазор между основным трубопроводом и страховочным кожухом, от ширины зазора.

Расчеты показывают возможность использования таких систем в БН-800, БН-1600М, БН-1800 без превышения проектных пределов эксплуатации РУ. В частности для БН-1600М (БН-1800) можно обеспечить проектную мощность предлагаемой COOT, равную -1.1 %WHM4, при рабочем уровне температур 550°С.

Основные результаты, достигнутые диссертантом в области оптимизации COOT в РБН и анализа перспективных тенденций их развития, условно можно разделить на два направления.

Первое направление работ связано с обоснованием безопасности действующих и проектируемых РБН (БН-350, БН-800), в частности с обоснованием работоспособности используемых в них COOT, и с разработкой соответствующего программного обеспечения.

Второе направление работ нацелено на исследование внутренне присущих быстрым жидкометаллическим реакторам свойств безопасности и их максимальное использование при разработке перспективных COOT.

В числе наиболее важных результатов работы можно назвать:

1) Создание комплексной методики моделирования процессов аварийного тепло-отвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство.

2) Реализация и верификация указанной методики в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, позволяющих проводить обоснование работоспособности COOT в РБН, а также обоснование их безопасности в различных режимах, связанных с необходимостью обеспечения аварийного теплоотвода (код DINRUN позволяет также проводить комплексную оптимизацию характеристик COOT).

3) Разработка рекомендаций по комплексной оптимизации схем и характеристик COOT и выбору их мощности в процессе проектирования.

4) Определение критериев устойчивости режимов ЕЦ воздуха в различных контурах сложной конфигурации.

5) Результаты обоснования алгоритма функционирования COOT ВТО БН-800 и

г-Ц I ■ I 40 50 60 70 80 Количество секций, шт.

Н- 60 м, е-0.25 Ширина зазора: •- 7 см + - 3 см ■-6см *-2см ▲-5 см Ф-1.5 см 4-4 см

Рис. 4.5. Зависимость максимума сред несмешанной температуры натрия в баке РУ БН-800 от числа секций COOT через станки трубопроводов 2 контура

параметров САР температуры натрия на выходе ВТО БН-800, а также обоснования работоспособности COOT ВТО БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб).

7) Формулировка и обоснование конкретных предложений по реализации пассивных COOT применительно к быстрым жидкометаллическим реакторам, которые могут быта использованы при создании реакторов повышенной безопасности четвертого поколения, а именно:

- предложение научно-технических решений, позволяющих расширить границы применимости перспективной COOT через корпус реактора;

- разработка концептуальных решений по COOT через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющих повысить безопасность и экономичность РБН, и проработки по ее обоснованию;

создание вычислительной программы SARB, использованной для расчетного " обоснования предложений по перспективный COOT.

Основные результаты по теме диссертации отражены в следующих работах:

1. Кузнецов И. А., Ашурко Ю. М. Устройство аварийной защиты ядерного реактора// Авторское свидетельство № 1618174 от 01.09.1990 г. (с приоритетом изобретения 28.12.1987 г.). - О 21 С 9/02.

2. Ашурко Ю. М. Пассивная система аварийного отвода тепла ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем//Авторское свидетельство № 1833016 от 13.10.1992 г. (с приорифрщ^изобрегения 22.0б.1989г.).

• 3. Митенков Ф.М. и др. Инженерные методы анализа режимов с естественной циркуляцией в установках типа БН// Атомная энергия. - 1987. -*Т.62, Вып.З.-С. 147-152.

4. Ашурко Ю. М. Система аварийного теплоотвода от контуров реакторной установки и оценка ее эффективности // Препринт ФЭИ-2913. - Обнинск, 2001.

5. Ашурко Ю. М. и др. Расчетно-экспериментальное исследование явления локальной естественной конвекции в натриевых контурах // Проблемы технологии и теплогид-равлики жидкометаллических теплоносителей: Тез. докл. отрасл. научно-техн. семинара 30 октября - 3 ноября 2000 г. - Обнинск, 2000. - С. 59.

6. Yu. М. Ashurko et al. Study of Air Circulation Stability in Emergency Heat Removal Systems of Fast Reactors (Исследование устойчивости циркуляции воздуха в системах аварийного теплоотвода быстрых реакторов) // Proc. of Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, Oct. 3-7,1994. - Vol. 4. - P. 6/39-50.

7. Yu, M. Ashurko. Feasibility of Passive Heat Removal Systems (Возможности создания пассивных систем теплоотвода)//Proc. of an Advisory Group Meeting on Technical Feasibility and Reliability of Passive Safety Systems for Nuclear Power Plants, Jülich, Germany, 21-24 Nov. 1994. - IAEA-TECDOC-920. - Vienna, 1996. - P. 267-279.

8. Yu. M. Ashurko, G. E. Lazarenko. Characteristics of Systems of Emergency Decay Heat Removal Through Reactor Vessel Wall and Possible Ways of Their Efficiency Increase (Характеристики системы аварийного отвода остаточного тепловыделения через стенку корпуса реактора и возможные способы повышения ее эффективности)// Proc. of Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, Oct 3-7, 1994. - Vol. 4. - P. 6/24-38.

Подписано к печати 07.07.2003 г. Формат 60x84 1/16. .п л. 0,7. Уч.-изд.л.1,8. Тираж 100 экз. Заказ Л 154 Отпечатано в ОНТИ истодом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл.

и 12716

Q-ооз-А

Оглавление автор диссертации — кандидата технических наук Ашурко, Юрий Михайлович

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. Анализ явления естественной циркуляции применительно к использованию в системах отвода остаточного тепловыделения в РБН.

1.1 Тенденции развития систем отвода остаточного тепловыделения 16 ^ 1.2 Расчетно-экспериментальное исследование явления естественной циркуляции в режимах отвода остаточного тепловыделения 22 1.3 Критериальный анализ устойчивости режимов ЕЦ для отдельных конфигураций контуров, используемых в COOT.

Выводы главы 1.

ГЛАВА 2. Расчетное моделирование процессов отвода остаточного тепловыделения, описание математических моделей расчетных кодов.

2.1 Модель РУ с системой отвода тепла через ВТО.

2.2 Модель локальной естественной конвекции.

2.3 Модель отвода тепла через корпус реактора.

Выводы главы 2.

ГЛАВА 3. Расчетное обоснование режимов отвода остаточного тепловыделения в РБН, рекомендации по оптимизации COOT через ВТО.

3.1 Обоснование допустимых уровней мощности реактора БН

3.2 Обоснование режимов функционирования и характеристик СО

• ОТ через ВТО в РУ БН-800.

3.2.1 Рекомендации по алгоритму включения COOT РУ БН-800 в работу, обоснование параметров системы автоматического регулирования.

3.2.2 Обоснование работоспособности COOT РУ БН-800 в экстремальных условиях.

3.2.3 Методика оптимизации характеристик системы отвода Ф остаточного тепловыделения через ВТО, рекомендации применительно к COOT РУ БН

3.3 Перспективы использования COOT через ВТО.

Выводы главы 3.

ГЛАВА 4. Анализ способов повышения эффективности рассеивания тепла # наружу в перспективных COOT.

4.1 Оптимизация параметров COOT через корпус реактора, пути повышения ее эффективности и расширения области применения

4.1.1 Анализ возможностей расширения диапазона применения COOT через корпус реактора.4.

4.1.2 Оптимизация ширины зазора между страховочным корпусом и облицовкой шахты реактора.

4.1.3 Способы развития поверхности теплообмена.

4.2 COOT через стенки основных трубопроводов и оборудования

4.2.1 Описание предлагаемого варианта COOT.

4.2.2 Обоснование компоновочных решений системы применительно к реактору большой мощности.

Выводы главы 4.

Введение 2003 год, диссертация по энергетике, Ашурко, Юрий Михайлович

В настоящее время ядерная энергетика играет заметную роль в производстве электроэнергии в большинстве развитых стран мира. По данным МАГАТЭ [1] на конец 1999 года доля электрогенерирующих мощностей на атомных электростанциях (АЭС) в целом по всему миру достигла ~17% от общего количества электроэнергетических мощностей. По данным этого доклада доля производимой на АЭС электроэнергии в странах Западной Европы на этот период составила 43% от общего количества. Несмотря на заметное снижение в последние годы темпов развития ядерной энергетики общепризнанным является мнение о том, что в будущем ее роль будет все более возрастать. Особое и важное место в структуре ядерной энергетики будущего занимают быстрые реакторы. Они позволяют существенно увеличить сырьевую базу ядерной энергетики за счет расширенного воспроизводства топлива.

Из-за наличия в реакторе после его останова остаточного энерговыделения, обусловленного радиоактивным распадом осколков, образующихся в результате деления ядер топливного материала, а также продуктов радиационного захвата (5-7% от общей мощности реактора перед его остановом), и имеющих достаточно большой период полураспада, необходимо обеспечить отвод этого тепла для предотвращения расплавления активной зоны.

В случае плановых остановов реактора, когда все системы и оборудование атомной электростанции сохраняют работоспособное состояние, отвод тепла может быть осуществлен системами нормального теплоотвода. При незапланированных остановах реактора, обусловленных невозможностью продолжения его нормальной эксплуатации вследствие возникновения определенных исходных событий (ИС), системы нормального теплоотвода могут выйти из строя. На этот случай в проектах АЭС предусматриваются штатные системы аварийного отвода тепла (САОТ), которые относятся к системам безопасности и должны сохранять работоспособность во всех аварийных ситуациях, предусмотренных проектом АЭС. Эти системы часто еще называют системами аварийного расхолаживания (САРХ), но оба названия нельзя признать удачными.

По сути дела, системы аварийного отвода тепла - это системы, предназначенные для отвода остаточного тепловыделения от остановленного реактора, чтобы предотвратить возникновение радиационной аварии. Поэтому наиболее подходящим названием для этих систем, по мнению автора, является термин, используемый в иностранной литературе - системы отвода остаточного тепловыделения (COOT). Однако в связи с широким использованием в литературе термина "аварийный теплоотвод", мы будем применять и его, понимая, что речь идет об отводе остаточного тепловыделения.

В качестве теплоносителя в быстрых реакторах (БР) возможно использование различных веществ: жидких металлов (натрий, натрий-калий, свинец, свинец-висмут), газов и т. п. Наиболее исследованным и обоснованным из них является натриевый теплоноситель. Несмотря на свою повышенную пожароопасность натрий представляется перспективным для использования в быстрых реакторах будущего.

Работы, результаты которых представлены в диссертации, выполнены в рамках научно-технической деятельности, проводимой в отделе инженерных проблем безопасности быстрых реакторов с натриевым теплоносителем (РБН).

Однако следует заметить, что многие из полученных автором результатов могут быть применимы для использования как в БР с другим жидкометаллическим теплоносителем (свинец, свинец-висмут), так и в реакторах другого типа, например, ВВЭР.

Актуальность задачи обоснования и повышения безопасности РБН в условиях аварийного теплоотвода определяется следующими обстоятельствами.

При разработке и обосновании новых проектов АЭС появился ряд проблем и аспектов, анализ которых ранее не требовался или требовался в не столь детальной форме. К ним можно отнести следующие вопросы:

- анализ возможных ошибок персонала и учет их влияния на протекание аварийных процессов;

В частности, учет вышеуказанных вопросов применительно к COOT требует рассмотрения режимов их функционирования в условиях естественной циркуляции (ЕЦ) теплоносителя. Таким образом, исследование явления ЕЦ в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) приобретает важное значение при анализе их безопасности.

Подобные исследования представляют большой интерес и с точки зрения перспектив развития ядерной энергетики. Анализ тенденций развития ядерной энергетики показывает, что акцент делается на создание АЭС, обладающих свойствами повышенной безопасности, за счет максимального использования внутренне присущих им свойств безопасности, а также пассивных систем. Поэтому можно утверждать, что системы отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах следующих поколений будут основаны на максимальном использовании пассивных принципов работы, т. е. на ЕЦ.

В связи с этим актуальной является разработка и обоснование перспективных пассивных систем отвода остаточного тепловыделения.

Цель диссертационной работы состоит в обобщении опыта исследований проектных и запроектных режимов аварийного теплоотвода в реакторах БН-350, БН-600, проектах реакторов БН-800, CEFR и на его основе разработке методик по обоснованию и оптимизации основных характеристик перспективных систем отвода остаточного тепловыделения для проектов будущих АС с РБН.

Научная новизна результатов диссертационной работы заключается в следующем: на основе анализа экспериментальных данных, полученных на действующих быстрых реакторах, разработана и верифицирована комплексная математическая модель процессов аварийного теплоотвода для РУ с петлевой и интегральной компоновками, описывающая как общеконтурную, так и локальную конвекцию теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплоперенос в помещениях АЭС, тепловые потери в окружающее пространство. Указанная математическая модель реализована в виде вычислительных программ STOPWNC и DINRUN, используемых для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-350, БН-800, CEFR;

- сформулированы критерии устойчивости режимов ЕЦ воздуха в различных контурах сложной конфигурации;

- предложена методика комплексной оптимизации основных характеристик COOT;

- предложен новый вариант пассивной системы отвода остаточного тепловыделения с рассредоточенным стоком тепла наружу через внешнюю поверхность трубопроводов и оборудования контуров РУ.

По теме диссертации автором получены 2 авторских свидетельства на изобретения [2]-[3].

Практическая ценность. Разработаны расчетные коды, верифицированные на основе экспериментальных данных, которые позволили определить допустимые уровни мощности РУ БН-350. На основе проведенных расчетов обоснована безопасность РУ БН-350, БН-800, CEFR в режимах отвода остаточного тепловыделения, предложены оптимальные алгоритмы запуска систем отвода остаточного тепловыделения и управления ими как в проектных, так и запроектных режимах. Исследована степень возможного влияния на работоспособность и характеристики систем отвода остаточного тепловыделения и соответственно на безопасность РУ в целом таких внешних воздействий как землетрясение, ветровая нагрузка.

Предложена методика выбора и оптимизации мощности систем отвода остаточного тепловыделения с учетом всей совокупности характеристик РУ.

Апробация результатов работы. Расчетные коды, используемые при анализе безопасности быстрых реакторов в условиях отвода остаточного тепловыделения, протестированы на имеющихся экспериментальных материалах. В частности, с целью верификации расчетных кодов специально проведены эксперименты на реакторе БН-350.

Материалы, вошедшие в диссертационную работу, докладывались на международных, всесоюзных и отраслевых конференциях, совещаниях и семинарах, в том числе на Конференциях по безопасности быстрых реакторов в Гернси (1986), в Сноуберд (1990), в Обнинске (1994), на совещании Консультативной группы МАГАТЭ в Юлихе (1994).

Материалы, использованные в диссертационной работе, опубликованы в составе 90 научных трудов, выпущенных при участии диссертанта.

Автор выносит на защиту следующие основные положения: комплексную методику моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теплопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство, реализованную в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, использованных для оптимизации систем отвода остаточного тепловыделения и обоснования безопасности реакторов БН-800, БН-600, БН-350, CEFR; критерии устойчивости штатных режимов ЕЦ воздуха для отдельных контуров сложной конфигурации;

- рекомендации по комплексной оптимизации схем и характеристик систем отвода остаточного тепловыделения и выбору их мощности в процессе проектирования; предложения по принципам построения и формирования управляющего сигнала, параметрам автоматического регулятора и техническим решениям, обеспечивающим устойчивое и качественное регулирование температуры натрия на выходе ВТО БН-800;

- результаты расчетного обоснования работоспособности COOT РУ БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб); методику учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350; научно-технические решения, позволяющие расширить границы применимости перспективной системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора; концепцию системы отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющую повысить безопасность и экономичность БР, и проработки по ее обоснованию.

Общая характеристика работы. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, списка использованной литературы, содержащего 221 наименование. Основной материал диссертации изложен на 160 страницах машинописного текста, содержит 3 таблицы и 128 иллюстраций, дополнен тремя приложениями - на 5 листах.

Заключение диссертация на тему "Методы обоснования и оптимизации основных характеристик систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем"

Выводы главы 4

Задача, которую ставил перед собой автор при написании главы 4, это выявить и показать резервы в повышении эффективности перспективных COOT через корпус реактора (RVACS). В представленных материалах показаны факторы, оказывающие определяющее влияние на эффективность таких систем, и особенности этого влияния, предложены конкретные меры по повышению эффективности подобных систем.

В качестве параметра оптимизации предлагается использовать максимальный уровень среднесмешанной температуры теплоносителя в баке реактора, реализуемый в процессе отвода остаточного тепловыделения. Таким образом, оптимизацию COOT и их обоснование рекомендуется выполнять с учетом анализа переходных режимов их функционирования.

Выполненные оценки свидетельствуют, что предлагаемые мероприятия по совершенствованию традиционного варианта RVACS позволяют существенно расширить мощностной диапазон применения этих систем для РБН с интегральной компоновкой - с 450 МВт(эл.) до 600 МВт(эл.) (в рамках существующих соотношений мощности реактора и объема его бака).

Логическим развитием системы RVACS является предложенная автором концепция системы отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов и оборудования РУ. Она позволяет в наибольшей степени использовать внутренне присущие РБН свойства безопасности по отношению к проблеме отвода остаточного тепловыделения. Подобная COOT в отличие от RVACS может быть использована в РБН любой мощности. Использование подобной системы позволяет организовать дополнительный локализующий барьер для натриевого теплоносителя и тем самым существенно повысить пожаробезопасность РБН.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Результаты исследований, представленные автором в диссертации, условно можно разделить на два направления.

Первое направление работ связано с обоснованием безопасности действующих и проектируемых установок с реакторами на быстрых нейтронах (БН-350, БН-800), в частности с обоснованием работоспособности используемых в них систем отвода остаточного тепловыделения, и с разработкой соответствующего программного обеспечения.

В числе наиболее важных результатов работы можно назвать:

1) Создание комплексной методики моделирования процессов аварийного теплоотвода применительно к РУ с интегральной и петлевой компоновками с учетом факторов общеконтурной и локальной конвекции теплоносителя в трубопроводах и элементах оборудования, теллопереноса в помещениях АЭС, тепловых потерь в окружающее пространство.

2) Реализация и верификация указанной методики в вычислительных кодах STOPWNC и DINRUN, позволяющих проводить обоснование работоспособности систем отвода остаточного тепловыделения в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, а также обоснование их безопасности в различных режимах, связанных с необходимостью обеспечения аварийного теплоотвода (код DINRUN позволяет также проводить комплексную оптимизацию характеристик систем отвода остаточного тепловыделения).

3) Разработка рекомендаций по комплексной оптимизации схем и характеристик систем отвода остаточного тепловыделения и выбору их мощности в процессе проектирования.

4) Определение критериев устойчивости режимов естественной циркуляции воздуха в различных контурах сложной конфигурации.

5) Результаты обоснования алгоритма функционирования COOT ВТО БН-800 и характеристик системы регулирования температуры теплоносителя на выходе ВТО БН-800, а также обоснования работоспособности COOT ВТО БН-800 в условиях экстремальных внешних воздействий (повышенная ветровая нагрузка, разрушение вытяжных труб).

6) Разработка методики учета теплоаккумулирующих и теплорассеивающих характеристик РУ с петлевой компоновкой на примере реактора БН-350 и ее экспериментальное подтверждение, позволившее провести обоснование допустимых уровней мощности реактора БН-350. 7) Формулировка и обоснование конкретных предложений по реализации пассивных систем отвода остаточного тепловыделения применительно к быстрым жидкометал-лическим реакторам, которые могут быть использованы при создании реакторов повышенной безопасности четвертого поколения, а именно: предложение научно-технических решений, позволяющих расширить границы применимости перспективной системы отвода остаточного тепловыделения через корпус реактора; разработка концептуальных решений по системе отвода остаточного тепловыделения через стенки трубопроводов теплоотводящих петель, позволяющих повысить безопасность и экономичность РБН, и проработки по ее обоснованию; создание вычислительной программы SARB, использованной для расчетного обоснования предложений по перспективным COOT.

Библиография Ашурко, Юрий Михайлович, диссертация по теме Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

1. Nuclear Technology Review 2000. Part 1: Nuclear power, fuel cycle and waste management. IAEA GOV/INF/2000/5/Part 1, 2000.

2. Кузнецов И. А., Ашурко Ю. M. Устройство аварийной защиты ядерного реактора. Авторское свидетельство № 1618174 (с приоритетом изобретения 28.12.1987) выдано 01.09.1990, G 21 С 9/02.

3. Ашурко Ю. М. Авторское свидетельство № 1833016 от 13.10.1992 г. на изобретение "Пассивная система аварийного отвода тепла ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем" с датой приоритета от 22.06.1989 г.

4. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. ОПБ-88/97. НП-001-97 (ПНАЭ Г-01-011-97), Москва, 1997.

5. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. ПБЯ РУ АС-89. ПНАЭ Г-1-024-90, Москва, 1990.

6. Правила устройства и эксплуатации систем аварийного охлаждения и отвода тепла от ядерного ректора к конечному поглотителю. ПНАЭ Г-5-020-90.

7. Безопасность атомных электростанций проектирование АЭС. Свод положений. Серия изданий по безопасности, No. 50-C-D, МАГАТЭ, Вена, 1979.

8. Конечный поглотитель тепла и непосредственно связанные с ним системы передачи тепла на атомных электростанциях. Руководство по безопасности. Серия изданий по безопасности, No. 50-S6-D6, МАГАТЭ, Вена, 1982.

9. Джалурия Й. Естественная конвекция: Тепло- и массообмен. Пер. с англ. М.: Мир, 1983.

10. Б. Гебхарт, Й. Джалурия, Р. Махаджан, Б. Саммакия. Свободноконвективные течения, тепло- и массообмен. В 2-х кн. Пер. с англ. М.: Мир, 1991.

11. Т. Е. Фабер. Гидроаэродинамика. Москва: Постмаркет, 2001.

12. М. Ledinegg. Instability of Flow During Natural and Forced Circulation. Die Warme, (61), pp. 891-898, 1938.

13. А. К. Агравала, Дж. Гуппи. Аварийное расхолаживание и естественная циркуляция теплоносителя в быстрых реакторах-размножителях. Хемисфер Паблишинг Корп., Нью-Йорк, 1981.

14. Антуфьев О. Н и др. Экспериментальное исследование режимов естественной циркуляции в основных контурах установки БН-350. Отчёт / МЭЗ, ФЭИ, инв. № 4434 дсп, г. Шевченко, 1974 г.

15. М. Е. Durham. Optimisation of Reactor Design for Natural Circulation Decay Heat Removal in a Pool-Type LMFBR. Proc. of the Intern. Conference on Optimisation of Sodium-Cooled Fast Reactors, London, UK, Nov.-Dec. 1977, pp. 67-76.

16. Ю. E. Багдасаров, И. А. Кузнецов, Ю. К. Букша, Ю. М. Ашурко. Стационарные режимы естественной циркуляции в БН-350 с парогенераторами "Надя". ОНТИ ФЭИ, ТР-1361, инв. №2150 дсп, 1978.

17. С. V. Gregory et al. Natural Circulation Studies in Support of the Dounreay PFR. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety Technology, ANS/ENS, Seattle, Washington, USA, Aug. 19-23, 1979.

18. M. Astegiano et al. Theoretical and Experimental Analysis of Super Phenix Thermal Hydraulic Problems in Natural Convection. Proc. of the Specialists' Meeting on Decay Heat Removal and Natural Convection in FBRs, Brookhaven, USA, Febr. 1980.

19. E. Gesi. Role de la Convection Naturelle dans l'Evacuation de la Puissance Residuelle sur Super Phenix. Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des RNR, Paris, France, July 1982.

20. Y. Matsuno et al. Some Topics from Operating and Testing Experience on the Experimental Fast Reactor JOYO. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 219-229.

21. A. M. Broomfield. Safety Related Experience from the Operation of PFR. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 231-245.

22. J. Hochel, W. Marth, G. Brudermiiller. Operational Safety Experience Gained with KNK. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 257-267.

23. T. R. Beaver, H. G. Johnson, and R. L. Stover. Transient Testing of the FFTF for Decay Heat Removal by Natural Convection. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 525-534.

24. R. Webster. Convective Flows during Low Power Natural Circulation Experiments on the PFR. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 535-549.

25. D' Argentre et al. Natural Convection Cooling Studies and Tests Performed for the Creys Mal-ville Plant. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 585-592.

26. W. T. Sha et al. Three-Dimensional Analysis of LMFBR Decay-Heat-Removal System. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 593-602.

27. E. L. Gluekler, T. A. Shin, S. S. Grewal. Experimental and Analytical Investigations of the Reactor Flow Distribution during Shutdown Cooling. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 603-612.

28. R. Vidil et al. Decay Heat Removal by Natural Convection in Super Phenix Calculations and Mock-Up Experiments in Water and in Sodium. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 4, pp. 43-51.

29. Антуфьев О. H., Балдов А. Н. Экспериментальные и расчетные исследования динамики процессов при естественной циркуляции теплоносителей в петлях I, II контуров реактора на быстрых нейтронах БН-350. Отчёт МАЭК., инв № 3211 дсп, г. Шевченко, 1983г.

30. Багдасаров Ю. Е., Ашурко Ю. М. и др. Анализ системы аварийного расхолаживания установки БН-800 с помощью воздушных теплообменников. ОНТИ ФЭИ, инв. № 4149 дсп, Обнинск, 1984.

31. Бельтюков А. И. и др. Экспериментальное исследование эффективности естественной циркуляции в натриевых контурах энергоблока БН-600 после срабатывания БАЗ с мощности 50 % номинальной (эксперимент 07.08.84 г.). Инв. БАЭС № 21-109-850от дсп,1985.

32. Ю. Е. Багдасаров и др. Динамика, принципы управления быстрых реакторов: опыт и перспективы развития. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 1, pp. 121-133.

33. M. Yamakawa et al. Thermohydraulic Characteristics of Future Pool-Type Fast Breeder Reactors. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 433-442.

34. F. Namekawa, K. Mawatari. Development of a Passive Cooling System for Shutdown Heat Removal in Future LMFBRs. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 527-537.

35. D. Nakagawa et al. Design Features of an Economic Pool-Type LMFBR. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 583593.

36. A. Gouriou et al. RNR 1500 Evacuation de Puissance Residuelle par Convection Naturelle. Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des Reacteurs a Neutrons Rapides, Fontenay-aux-Roses, France, Oct. 1985.

37. N. Sheriff. Review of Sodium Boiling at Decay Heat Levels. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 1, pp. 305-310.

38. A. von Arx, R. C. Gerber and J. C. Mills. Inherent Decay Heat Removal Performance in SAFR. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 2, pp. 239-244.

39. Ашурко Ю. M. и др. Расчетные исследования режимов работы воздушного теплообменника установки БН-800 и параметров его системы автоматического регулирования. ОНТИ ФЭИ, инв. № 4634 дсп, Обнинск, 1986.

40. Митенков Ф.М. и др. Инженерные методы анализа режимов с естественной циркуляцией в установках типа БН. Атомная энергия, т.62, вып.З, март 1987, стр.147-152.

41. S. Sawai, Y. Iwakoshi. Present Status of FBR Development in Japan. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 1.3/1-9.

42. D. M. Lucoff. Passive Safety Testing at the Fast Flux Test Facility. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 11.8/1-7.

43. F. M. Mitenkov et al. Engineering Design Procedures for Analysis of Natural Circulation Conditions in BN-Type Reactors. Nucl. Eng., 1987, vol. 62, No. 3, pp. 147-152.

44. M. Sawada, H. Arikawa and N. Mizoo. Experiment and Analysis on Natural Convection Characteristics in Experimental Fast Reactor JOYO. Nucl. Eng. Des.

45. J. S. McDonald. SAFR: An Advanced Modular Liquid Metal Reactor with Inherent Safety Features. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 606-611.

46. H. Hoffmann et al. Investigations of Inherent Decay Heat Removal Performances in LMFBRs. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 830-837.

47. E. R. Adam et al. Experience with the PFR Decay Heat Removal Air Heat Exchangers. Proc. of the 4th Intern. Conference on Liquid Metal Engineering and Technology, Avignon, France, 1721 Oct. 1988, pp. 709/1-9.

48. Ашурко Ю. M. и др. Расчетное обоснование алгоритма пуска САРХ ВТО БН-800 и характеристик системы автоматического регулирования температуры натрия на выходе ВТО. ОНТИ ФЭИ, инв. № 5637 дсп, Обнинск, 1989.

49. R. Webster. Natural Convection Cooling of Liquid Metal Systems A Review. DNE R 16, AEA, Dounreay, United Kingdom, Febr. 1990.

50. M. Diiweke et al. The Direct Reactor Cooling System of EFR, Overview and R&D Activities. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 2, pp. 309-318.

51. D. Weinberg et al. The Transferability to Reactor Conditions of Thermohydraulics Model In-vectigations of Decay Heat Removal. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 2, pp. 34i-350.

52. A. Lacroix, J. Marcon, J. Ladet. Experience of the 1200 MWe Super Phenix FBR Operation. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 3, pp. 239-248.

53. N. Naohara et al. Study on Thermohydraulic Characteristics of Pool Type FBR Decay Heat Removal. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 503-512.

54. W. A. Ragland, E. E. Feldman. EBR-II In-Vessel Natural Circulation Experiments on Hot and Cold Pool Stratification. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 513-522.

55. B. Valentin et al. Natural Convection Tests in PHENIX Coltemp Experiments. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 4, pp. 269-277.

56. D. Favet et al. Natural Circulation Tests on SPX 1. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 4, pp. 279-288.

57. H. Hoffmann et al. The European R&D Programme on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles,

58. Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 13.5/1-9.

59. Y. Ieda et al. Thermohydraulic Study on Natural Circulation Decay Heat Removal for a Pool-Type LMFBR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 16.9/1-10.

60. С. V. Gregory. Passive and Engineered Safety Features of the Prototype Fast Reactor (PFR), Dounreay. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 60-63.

61. H. Hofmann et al. Investigation on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR

62. Status of the Program. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 83-89.

63. F. Hofmann et al. Investigation on Natural Convection Decay Heat Removal for the EFR, Status of the Program. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 15-25.

64. Y. Ieda et al. Strategy of Experimental Studies in PNC on Natural Convection Decay Heat Removal. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 37-50.

65. H. Takeda et al. Study on Similarity Rule for Natural Circulation Water Test of LMFBR. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 58-66.

66. H. Ohshima et al. Synthesis of Computational Codes for Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Circulation. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 79-85.

67. P. N. Birbraer et al. Comparison of Decay Heat Exchangers Placing in the Primary Circuit of Pool Type Fast Reactor. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 119-126.

68. R. P. Kapoor et al. Safety Related Operating Experience with Fast Breeder Test Reactor. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 5/52-62.

69. V. A. Sobolev et al. Analysis of Decay Heat Removal from the Core Using Passive Cooling System. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/12-23.

70. P. Sardain, J. Louvet. Natural Convection Decay Heat Removal in the Phenix Reactor Interиpretation of In Pile Tests. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/58-63.

71. Y. Kanzaki et al. Heat Transfer Studies on a Reactor Vessel Cooling System. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 1, pp. 35-40.

72. M. Takakuwa et al. Development of Multi-dimensional Natural Circulation Evaluation Code for Japanese DFBR. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 1, pp. 513-518.

73. D. Weinberg et al. Transient NEPTUN Experiments on Passive Decay Heat Removal. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 2327, 1995, vol. l,pp. 519-524.

74. Кузнецов И. А. и др. Установка реакторная. Исследование проектных режимов аварийного теплоотвода. Пояснительная записка. Часть 6. CEFR 800ПЗ 5. ОНТИ ФЭИ, инв. № 9232, Обнинск, Н. Новгород, 1996.

75. Ашурко Ю. М., Ашурко Л. И. Расчетный анализ эффективности системы аварийного теплоотвода быстрого реактора со встроенными теплообменниками и пассивным способом их включения на примере реактора БН-800. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 10067, 1999.

76. Багдасаров Ю. Е. и др. Разработка методики и условий моделирования на воде САРХ CEFR. Этап 1.2.2 Контракта 98CMAE/JF52033SU, 1999.от 16.11.1998 г. между ПЩ РФ-ФЭИ и CIAE (КНР).

77. Багдасаров Ю. Е. и др. Экспериментальные исследования на стенде САРХ и стенде испытания имитаторов ТВС. Этапы 6, 7 Контракта 98CMAE/JF52033SU от 16.11.1998 г. между ГНЦ РФ-ФЭИ и CIAE (КНР), 2001.

78. Багдасаров Ю. Е. и др. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. Атом-энергоиздат, Москва, 1969.

79. Багдасаров Ю. Е. Некоторые технические аспекты безопасности реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Диссертация на соискание ученой степени доктора технических наук, инв. МАЭК №529с/т.-Обнинск, 1975г.

80. Левшин Е. П., Багдасаров Ю. Е. и др. Исследование режимов аварийного расхолаживания установки БН-600 при наличии сопутствующих отказов. ОНТИ ФЭИ, шифр ТР-1076, дсп, 1974.

81. Fast Reactor Database. IAEA-TECDOC-866, February 1996.

82. Status of Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactors. Technical Reports Series No. 246, IAEA, Vienna, 1985.

83. Status of Liquid Metal Cooled Fast Reactor Technology. IAEA-TECDOC-1083, April 1999.

84. Ашурко Ю. M. и др. Анализ состояния работ по требованиям к системам аварийного расхолаживания быстрых реакторов и их структуре в проектах зарубежных стран. ОН-ТИ ФЭИ, инв. № 5113 дсп, 1987.

85. J. М. Megy et al. Dispositifs de Refroidissement de Secours pour PHENIX. Proc. of the Intern. Conference on Engineering of Fast Reactors for Safe and Reliable Operation, Karlsruhe, Germany, Oct. 9-13, 1972, vol. 1, pp. 336-349.

86. P. P. Clauson et al. Safety Conclusions from Start-Up Tests and from the Analysis of the Core Behaviour of PHENIX. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 61-75.

87. E. C. Cobb, K.M.Leigh. Heat Removal Systems Design for Sodium Cooled Fast Reactors. Proc. of the Intern. Conference on Engineering of Fast Reactors for Safe and Reliable Operation, Karlsruhe, Germany, Oct. 9-13, 1972, vol. 1, pp. 44-64.

88. Y. Kamanin, A. Kirushin, N. Kuzavkov, N. Oshkanov. Safety Ensuring of the BN-600 Reactor Plant Considering Its Operating Experience. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16,1990, vol. 3, pp. 215-221.

89. L. Lauret et al. Super Phenix Decay Heat Removal Design and Operation Aspects. Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 2, pp. 551-563.

90. L. Cinotti et al. Evacuation de la puissance residuelle par des ёсЬап§еигз sodium-air. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 393-402.

91. F. H. Morgenstern et al. The Decay Heat Removal Plan of the SNR-300 A Licensed Concept. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 442-451.

92. Техническое обоснование безопасности эксплуатации установки БН-800. Инв. п/я А-7631 №291641 дсп, 1983.

93. Бирбраер П. Н. И др. Система аварийного расхолаживания установки БН-800. Франко-советский семинар по безопасности быстрых реакторов, Фонтенэ-о-Рос, Франция, 24 октября 1989.

94. R. J. Slember. Safety-Related Design Considerations for the Clinch River Breeder Reactor Plant. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 112-128.

95. K. Kawashima, T. Saito, S. An. Decay Heat Removal System of "MONJU". Proc. of the IAEA/IWGFR Specialists' Meeting on the Reliability of Decay Heat Removal Systems Proposed for Fast Reactors, Harwell, UK, 28 April-1 May, 1975.

96. K. Kawashima and Y. Suzuki. Safety-Related Design of MONJU. Proc. of the Intern. Meeting on Fast Reactor Safety and Related Physics, Chicago, Illinois, USA, Oct. 5-8, 1976, vol. 1, pp. 99-111.

97. Y. Nakai et al. Safety Aspects in the Design of "MONJU". Proc. of the LMFBR Safety Topical Meeting, Lyon, France, July 1982, vol. 1, pp. 105-114.

98. J. S. Armijo et al. LMFBR Design Trends in the USA. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 311-328.

99. P. R. Plutta, F. E. Tippets. General Electric Innovative Liquid Metal Reactor Plant Concept PRISM. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 443-450.

100. С. E. Boardman et al. PRISM Plant Design. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17,1987, vol. 1, pp. 4.6/1-6.

101. W. Kwant et al. PRISM Reactor Design and Development. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 8.6/1-10.

102. A. Hunsbedt and P. M. Magee. Design and Performance of the PRISM Natural Convection Decay Heat Removal System. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 844-851.

103. P. M. Magee, A. Hunsbedt, and С. E. Boardman. Passive Decay Heat Removal in the Advanced Liquid Metal Reactor. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 533-541.

104. С. E. Boardman, A. Hunsbedt. Performance of ALMR Passive Decay Heat Removal System. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 113-120.

105. A. Hunsbedt and С. E. Boardman. ALMR Shutdown Heat Removal Operation under Degraded Conditions. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 3, pp. P3.13/1-11.

106. P. M. Magee et al. Performance Analysis of the 840 MWt PRISM Reference Burner Core. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 2, pp. 819-824.

107. G. W. Meyers, J. S. McDonald. Design Modifications That Reduce Costs for Liquid Metal Pool Power Plants. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 451-462.

108. R. Z. Litwin et al. SAFR Passive Decay Heat Removal Features. Proc. of the Intern. Conference on Fast Breeder Systems: Experience Gained and Path to Economic Power Generation, Richland, Washington, USA, Sept. 13-17, 1987, vol. 1, pp. 12.1/1-7.

109. G. Gornu et al. RNR 1500: Systems d'Evacuation de la Puissance Residuelle (RRA). Seminaire Franco-Sovietique sur la Surete des Reacteurs a Neutrons Rapides, Fontenay-aux-Roses, France, Oct. 1985.

110. J. Blombach, K. Giinther and W. Gyr. Optimisation of Decay Heat Removal Systems for SNR 2 with Respect to Safety and Reliability. Proc. of the Intern. Conference on Optimisation of Sodium-Cooled Fast Reactors, London, UK, Nov.-Dec. 1977, pp. 37-42.

111. D. Broadley. Design of Decay Heat Rejection Systems for the UK Pool Type LMFBRs. Proc. of the IAEA/IWGFR Specialists' Meeting on the Reliability of Decay Heat Removal Systems Proposed for Fast Reactors, Harwell, UK, 28 April-1 May, 1975.

112. D. Broadley, J. A. G. Holmes, G. Seed. Description of the Design of the United Kingdom Commercial Demonstration Fast Reactor. Proc. of a Symposium Fast Breeder Reactors: Experience and Trends, Lyons, France, July 1985, vol. 2, pp. 463-484.

113. W. Gyr et al. EFR Decay Heat Removal System Design and Safety Studies. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 543552.

114. К. Vinzens et al. The Approach to DHR for EFR. Proc. of the Intern. Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles, Kyoto, Japan, Oct.-Nov. 1991, vol. 2, pp. 16.8/1-10.

115. Реактор БН-1600. Система аварийного расхолаживания. Пояснительная записка. ОКБМ. РНАТ.501394.004П31, 1992.

116. A. S. Dixit et al. Decay Heat Removal for PFBR. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology ofFast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 2, p. 177.

117. S. R. Paranjpe. Decay Heat Removal System of PFBR. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features of LMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 90-112.

118. A. Selvaraj, S. C. Chetal, S. B. Bhoje. Design of Prototype Fast Breeder Reactor. Proc. of the 3rd JSME/ASME Joint Intern. Conference on Nuclear Engineering, Kyoto, Japan, April 23-27, 1995, vol. 2, pp. 777-781.

119. Safety Related Terms for Advanced Nuclear Plants. IAEA-TECDOC-626, IAEA, Vienna, Sept. 1991.

120. R. J. Neuhold, R. Avery and J. F. Marchaterre. Overview ofFast Reactor Safety Research and Development in the USA. Proc. of an Intern. Conference on Science and Technology of Fast Reactor Safety, Guernsey, UK, May 12-16, 1986, vol. 1, pp. 9-12.

121. Ашурко Ю. M. Система аварийного теплоотвода от контуров реакторной установки и оценка ее эффективности. Препринт ФЭИ-2913, Обнинск, 2001.

122. Ашурко Ю. М., Ашурко JI. И. Обоснование пассивной системы аварийного теплоотвода через стенки трубопроводов 2 контура применительно к быстрому реактору большой мощности. ОНТИ ГНЦ РФ-ФЭИ, инв. № Ю747, Обнинск, 2001.

123. К вопросу об опрокидывании расхода естественной циркуляции во втором контуре установки БН-350. Авторы: Самойлов О.Б., Обмелюхин Ю. А., Друмов В. В. От-чет/ОКБМ, инв №4520, (№454784). г. Горький, 1976 г.

124. И. А. Кузнецов Влияние изменений давления в парогенераторе на устойчивость естественной циркуляции теплоносителя во втором контуру ЯЭУ. ОНТИ ФЭИ, ТР-1158, инв. № 1623 дсп, 1975.

125. Антуфьев О. Н., Балдов А. Н. Результаты испытания системы воздушного охлаждения парогенератора ПГН №4 в изотермическом режиме по натриевому контуру. Отчет БН-350., арх. № 0-672, 1988г.

126. Антуфьев О. Н., Балдов А. Н. Результаты испытания системы охлаждения ПГН №4 при номинальном распределении температур по натриевому контуру. Отчет БН-350., арх.№ 0-698, 1988 г.

127. Кузнецов И.А. и др. Обоснование безопасности эксплуатации реакторной установки

128. БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 8933, Обнинск, Н. Новгород, С.-Петербург, Актау, 1995.

129. Кузнецов И. А. и др. Экспериментальное определение эффективной теплоемкости контуров и тепловых потерь в окружающую среду для установки БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв. № 1624 дсп, 1975.

130. Материалы раздела 3.4 в доклад по безопасности БН-350. Исх. ФЭИ № 33-05/71 от1807.1997 г.158. "Доклад обоснования продления эксплуатации и обеспечения безопасности установки БН-350 на период с июля 1997 по июль 1998 года". МАЭК, Актау, 1997.

131. А. Е. Levin, В. Н. Montgomery. Forced-to-Natural Convection Transition Tests in Parallel Simulated Liquid Metal Reactor Fuel Assemblies. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 12-16, 1990, vol. 3, pp. 493-502.

132. В. С. Востоков, Б. И. Моторов. Об одной разновидности механизма неустойчивости естественной циркуляции. В кн. "Вопросы атомной науки и техники". Серия "Динамика ядерных энергетических установок". Вып. 2(10), стр. 25-28, М., 1976.

133. Митенков Ф. М., Моторов Б. И. Механизмы неустойчивых процессов в тепловой и ядерной энергетике. М.: Энергоиздат, 1981.

134. Ашурко Ю. М. и др. Анализ режимов функционирования штатной системы аварийного расхолаживания реактора БН-350. ОНТИ ФЭИ, инв. № 7782, Обнинск, 1990.

135. Yu. М. Ashurko et al. Study of Air Circulation Stability in Emergency Heat Removal Systems of Fast Reactors. Proc. of an Intern. Topical Meeting on Sodium Cooled Fast Reactor Safety, Obninsk, Russia, October 3-7, 1994, vol. 4, pp. 6/39-50.

136. Горбунов В. С. и др. Отчет о НИР "Верификация программы "DIN800". ОКБМ, инв. № 814308, Нижний Новгород, 1999.

137. Горбунов В. С. и др. Программа RUBIN. Описание применения. Отчет ОКБМ.

138. Программа TANDEM. Описание применения. Отчет ОКБМ, инв. № 1791Э, 1989.

139. Антипин Г. К. и др. Верификация программного комплекса ДИНБОР, предназначенного для теплогидравлических расчетов переходных и аварийных режимов работы РУ БОР-бО. НИИАР, инв. № 0-4646, Димитровград, 1997.

140. В. С. Горбунов, М. П. Леончук, Ю. А. Обмелюхин, 3. В. Сивак. Расчетно-экспериментальное исследование режимов течения теплоносителя в модели выходной камеры быстрого реактора типа БН-600. Препринт ФЭИ-1704, Обнинск, 1985.

141. Ю. М. Ашурко, С. И. Щербаков и др. Анализ аварии с течью трубопровода первого контура установки БН-350 на участке без страховочного кожуха. ОНТИ ФЭИ, инв.№ 5879 дсп, 1990

142. Ю. M. Ашурко и др. Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы. Техническая справка, исх. ФЭИ№ 33-05/126 от 14.06.1989 г.

143. Ю. М. Ашурко и др. Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы. Техническая справка, исх. ФЭИ № 33-05/79 от 14.06.1990.

144. Кузнецов И. А. и др. Установка реакторная. Анализ запроектных аварий. Пояснительная записка. Часть 5. CEFR 800ПЗ 4. ОНТИ ФЭИ, инв. № 9233, в 2-х книгах, Обнинск,1. Н. Новгород, 1996.

145. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчета запро-ектной аварии с потерей систем теплоотвода в реакторе CEFR с помощью кода SHEAT. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

146. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчетов переходных режимов в петлях системы аварийного теплоотвода реактора CEFR с помощью кода СВТО. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

147. Ашурко Ю. М. и др. Пояснительная записка по методике выполнения расчетов переходных режимов в петлях 2 контура реактора CEFR с помощью кода LOOP2. Контракт CIAE-ФЭИ № 97CMAE/JA52037SC от 29.05.97 г., Обнинск, 1997.

148. Самарский А. А., Попов Ю. П. Разностные методы решения задач газовой динамики. 3-е изд., доп. -М.: Наука. Гл. ред. физ.-мат. лит., 1992.

149. В. JI. Берсенев и др. "Результаты исследования внешней аэродинамики главного корпуса энергоблока № 4 Белоярской АЭС". Отчет предприятия Уралтехэнерго инв. № ТТ. 13 60 дсп, 1986.

150. В. Л. Берсенев и др. "Результаты аэродинамического исследования воздушного тракта системы аварийного расхолаживания Южно-Уральской АС". Отчет предприятия Уралтехэнерго инв. № ТВ.006, 1990.

151. Ю. М. Ашурко, С. И. Щербаков, М. Г. Яценко "Анализ аварии с течью трубопровода первого контура установки БН-350 на неокожушенном участке при работе на мощности 520 МВт". Исх. ФЭИ № 33-05/35 от 14.03.1991 г.

152. Ю. М. Ашурко, И.А. Кузнецов "Расчетное исследование работы САРХ-Д реактора БН-350 с учетом отказов оборудования, ошибок персонала. Рекомендации по управлению запроектными авариями". Исх. ФЭИ № 33-05/249 от 17.12.1992 г.

153. Ю. М. Ашурко, И.А. Кузнецов "Алгоритм автоматического и ручного управления оборудованием САРХ-Д". Исх. ФЭИ № 33-05/17 от 10.03.1993 г.

154. Протокол технического совещания по результатам испытаний САРХ-Д.

155. Ю. М. Ашурко, Ю.К. Букша и др. "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/126 от 14.06.1989 г.

156. Ю. М. Ашурко, И. А. Кузнецов, В. А. Ветошкин "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/79 от 14.06.1990 г.

157. И. А Кузнецов, Ю. М. Ашурко, Л. А. Щекотова "Исследование режимов аварийного отвода тепла в установке БН-350 при прекращении подачи питательной воды в парогенераторы". Исх. ФЭИ № 33-05/16 от 13.02.1992 г.

158. Техническое решение "О внесении дополнений в технологический регламент, ч. 1 реактора БН-350". Исх. МАЭК № 02-01-10/419 от 30.03.1992 г.199. "Технологический регламент по эксплуатации реактора БН-350. Часть 1. Управление". Актау, 1993 г.

159. Технологический регламент по эксплуатации реактора БН-350. (часть1, Управление), МАЭК, арх. № 4490 "о", г. Актау, 1996 год.

160. Механизмы исполнительные электрические однооборотные M30-1600K-84, МЭО-4000К, МЭО-ЮОООК-84. Техническое описание и инструкция по эксплуатации. (ШЛ.412.033.

161. Проект строительства Южно-Уральской атомной станции. I очередь строительства. Том 4. Техническое обоснование безопасности сооружения и эксплуатации. Книга 3, глава 3 (продолжение). ВНИПИЭТ, заказ 0320, инв. № 91-12986И1, Санкт-Петербург, 1995.

162. Fox I. N., Gluekler Е. Z., Brown N. W. Safety Features of a Small Modular Liquid-Metal Reactor. Trans, of the American Nucl. Society, v. 50, 1985, p. 336-337.

163. P. G. Kroeger and G. J. van Tuyle. Evaluation of Advanced Liquid Metal Reactor Passive Air-Cooling Systems. Trans, of the American Nucl. Society, vol. 55, Los Angeles, CA, Nov. 1987, PP- (?)

164. R. Z. Litwin, A. V. von Arx, С. B. Martin. SAFR Inherent Decay Heat Removal Design Improvements. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 125-129.

165. W. Kwant et al. PRISM Reactor Design and Development. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 130-135.

166. J. Heineman et al. Experimental and Analytical Studies of a Passive Shutdown Heat Removal System for Advanced LMRs. Proc. of the Intern. Topical Meeting on Safety of Next Generation Power Reactors, Seattle, Washington, USA, May 1-5, 1988, pp. 715-723.

167. G. J. van Tuyle. Simplified Analysis of PRISM RVACS Performance without Liner Spill-Over. Proc. of the 1990 International Fast Reactor Safety Meeting, Snowbird, USA, Aug. 1216, 1990, vol. 2, pp. 331-339.

168. A. Hunsbedt. Experiments and Analyses in Support of the US ALMR Thermal-Hydraulic Design. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Evaluation of Decay Heat Removal by Natural Convection, Oarai, Japan, Febr. 1993, pp. 97-118.

169. Физические величины: Справочник/А. П. Бабичев, Н. А. Бабушкина, А. М. Братковский и др.; Под ред. И. С. Григорьева, Е. 3. Мейлихова. М.: Энергоатомиздат, 1991, с. 784785.

170. В. П. Исаченко, В. А. Осипова, А. С. Сукомел. Теплопередача. 4-е изд., перераб. и доп. -М. Энергоиздат, 1981, с. 405.

171. Володин Ю. Г., Дульнов Г. Н. ИФЖ, 1965, т. 9, № 5, с. 603-608.

172. Излучательные свойства твердых материалов. Справочник. Под общ. ред. А. Е. Шейн-длина. М., "Энергия", 1974, с. 320-328.

173. Новицкий Л. А., Степанов Б. М. Оптические свойства материалов при низких температурах: Справочник. М: Машиностроение. 1980, с. 156-160.

174. Криксунов Л. 3. Справочник по основам инфракрасной техники. М.: Сов. радио, 1978, с. 30-43.

175. G. Gyorey. U. S. Advanced Liquid Metal Cooled Reactor (ALMR) Program. Design Summary, Safety Approach, Safety Features. General Electric Company, US DOE ALMR Program, July 1990.

176. Y. Nishi, I. Kinoshita. Study on Decay Heat Removal Capability of Reactor Vessel Auxiliary Cooling System. Proc. of the IAEA Specialists' Meeting on Passive and Active Safety Features ofLMFRs, Oarai, Japan, Nov. 1991, pp. 125-131.

177. Ашурко Ю. M., Антуфьев О. H. Рабочая программа "Об исследовании режимов аварийного теплоотвода за счет тепловых потерь при естественной циркуляции натрия в контурах и отсутствии воды в ПГ реактора БН-350". Исх. № 02-01-15/1703 от 30.09.1996г.

178. Описание экспериментов 1996 года по ЕД в контурах РУ БН-350

179. В соответствии с разработанной программой 221. было запланировано проведение четырех экспериментов по обоснованию режимов ЕЦ в контурах РУ БН-350 в условиях рассеивания тепла в окружающую среду.

180. Два последующих эксперимента (эксперименты № 3, 4) непосредственно направлены на моделирование режима ЕЦ в петлях 1 и 2 контура РУ БН-350 с осушенными ПГ.

181. Основные характеристики экспериментов приведены в Таблице П 1.

182. Основная идея экспериментов № 3,4 по исследованию ЕЦ состояла в том, чтобы за счет разогрева натрия 1 контура способствовать развитию ЕЦ теплоносителя в петлях 1 контура и в соответствующих петлях 2 контура.

183. Для регистрации результатов экспериментов была подготовлена обширная аппаратурная база использовались датчики и аппаратура систем СОК, ССД, МАРСИТ, а также нештатное оборудование. Запись большинства показаний осуществлялась в автоматическом режиме.

184. Такая частота записи показаний позволила зафиксировать детальную картину изменения параметров, что является безусловно важным как для обработки полученных результатов, так и для сравнения с расчетами по программе STOPWNC.

185. Основные параметры экспериментов 1996 года по ЕЦ в контурах РУ БН-350

Похожие работы

Энергетика
05.14.00