Реактор на быстрых нейтронах: экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в различных режимах работы [Текст] / А. Н. Опанасенко [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 5. - С. 24-33 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): автономные теплообменники -- натриевые теплоносители -- пассивные системы аварийного расхолаживания -- погружные теплообменники -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплогидравлические процессы -- теплоносители Аннотация: Представлены результаты экспериментальных исследований на интегральной водяной модели полей температуры и структуры движения неизотермического теплоносителя в элементах I контура реактора на быстрых нейтронах (далее быстрого реактора) с натриевым теплоносителем в различных режимах: принудительной циркуляции (ПЦ), при переходе к режиму расхолаживания и аварийном расхолаживании с естественной конвекцией теплоносителя. Показано, что в результате действия подъемных сил при движении неизотермического теплоносителя в верхней камере реактора на периферии ее нижней области над боковыми экранами формируется изотермическая устойчивая зона холодного теплоносителя, размеры которой с ростом общего расхода воды увеличиваются. Выявлена существенная и устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней (горячей) камеры реактора над боковыми экранами, в холодной и напорной камерах, элеваторной выгородке, системе охлаждения корпуса реактора, на выходе из промежуточных и автономных теплообменников в различных режимах их работы. На границах раздела стратифицированных и рециркуляционных образований зафиксированы большие градиенты и пульсации температуры. Во всех исследованных вариантах расхолаживания температура теплоносителя на выходе из головок тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны (АЗ) понижается, а температура теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры увеличивается по сравнению с режимом ПЦ. Подтверждена высокая эффективность пассивной системы аварийного расхолаживания реактора на быстрых нейтронах (БН-1200) с погружными автономными теплообменниками (АТО). Так, при работе в штатном режиме даже при отказе трех погружных АТО температура оборудования внутри реактора остается в допустимых пределах и отвод тепла остаточного энерговыделения от реактора обеспечивается без превышения пределов безопасной эксплуатации. Полученные результаты могут быть использованы как для верификации расчетных кодов, так и для приближенной оценки параметров реакторной установки при пересчете по критериям подобия. Доп.точки доступа: Опанасенко, А. Н.; Сорокин, А. П.; Зарюгин, Д. Г.; Труфанов, А. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |