Методика экспериментального исследования cтенда-эмулятора пассивной системы охлаждения бассейна выдержки исследовательского ядерного реактора

Безопасность ядерных установок в значительной степени определяется герметичностью оболочек ТВЭЛов. Как показала авария на АЭС Фукусима-1, главной задачей при потере электроснабжения является обеспечение надежного отвода остаточных тепловыделений от бассейна выдержки с облученными тепловыделяющими сборками. Повысить надежность теплоотвода в случае потери электроснабжения возможно с помощью систем пассивного отвода тепла.

В соответствии с НП-033-11 «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок», целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду, при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

В работе описана экспериментальная система пассивного отвода тепла, разработанная на основе конструктивных особенностей шахты-хранилища исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М. Приведена ее полная конструкция, а также ее составляющие элементы.

Система состоит из трех частей, испарительной, конденсационной и подъемно-опускного тракта. Описана работа системы при двух режимах:

1. Жидкостно-жидкостный – соответствует нормальному режиму эксплуатации бассейна выдержки, при котором температура теплоносителя не превышает температуру кипения спирта 78,3 °С;
2. Жидкостно-двухфазный – соответствует режиму отвода теплоты при нарушении условий нормальной эксплуатации, при котором происходит кипение этилового спирта в контуре циркуляции.

Представлены теоретические формулы для определения отводимой тепловой мощности от установки и зависимость расширения легкокипящего теплоносителя (спирта) в контуре при его нагреве.

Для снятия параметров контура системы использовались термопары ТХА, испарительного модуля, нагревателя и бака, значения которых поступали через преобразователи ADAM 4014 на компьютер. Для вывода показаний использовалось программное обеспечение ADAMView и GenieDAQ.

В ходе работы приведены полученные результаты по изменению температур в контуре циркуляции системы и динамика изменения мощности теплоотвода, температур в контуре, расхода рабочего тела в режиме расхолаживания.

Внедрение систем пассивного теплоотвода для использования на исследовательских установках не только повышает безопасность самой установки, но и конкурентоспособность на рынке (при анализе литературы аналогов не найдено). На данный момент строится значительное количество исследовательских ядерных центров не только в России, но и за рубежом. Предлагаемая система пассивного отвода остаточных тепловыделений повышает конкурентоспособность новых ИЯУ, а также может быть внедрена в уже работающие установки.

1. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок НП033-11 [Электронный ресурс]: инструкция: Утв. Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору 2011. – Москва, 2011. – 53 с. – URL: https://meganorm.ru/Index2/1/4293796/4293796209.htm.

2. Darnowski P. Investigation of the recriticality potential during reflooding phase of Fukushima Daiichi Unit-3 accident / P. Darnowski, K. Potapczyk and K. Świrski // Annals of Nuclear Energy. – 2017. – № 99. – Р. 495-509.

3. Новиков Г. А. Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии: учебник / Г. А. Новиков, О. Л. Ташлыков, С. Е. Щеклеин; под общ. ред. проф., д-ра техн. наук Г. А. Новикова. – Екатеринбург: Изд-во Урал. Ун-та, 2017. – 552 с.

4. Русских И. М. Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М / И. М. Русских // Атомная энергия. – 2016. – Т. 121. – Вып. 4. – С.183-187.

5. Русских И. М. Получение радиоактивных изотопов в исследовательском ядерном реакторе для экспериментальных исследований свойств гомогенных радиационно-защитных материалов / И. М. Русских, О. Л. Ташлыков // Труды первой научно-технической конференции молодых ученых Уральского энергетического института. Екатеринбург: ФГА ОУ ВО «УрФУ имени первого Президента России Б. Н. Ельцина», 2016. – С. 254-257.

6. Kusuma M. H. Investigation of the thermal performance of a vertical two-phase closed thermosyphon as a passive cooling system for a nuclear reactor spent fuel storage pool / M. H. Kusuma [et al.] // Nuclear Eng. and Tech. – 2017. – № 49. – Р. 476-483.

7. Shumkov D. E. Development of a passive removal heat system for the storage pit of IVV-2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov // AIP Conference Proceedings 2313, 070005 (2020); https://doi.org/10.1063/5.0032463.

8. Shumkov D. E. Experimental investigations of temperature conditions in the storage pit of IVV 2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov, S. M. Glukhov // AIP Conference Proceedings 2466, 070006 (2022); https://doi.org/10.1063/5.0088848.

9. Шумков Д. Е. Повышение надежности охлаждения облученных топливных сборок ИЯР ИВВ-2М в шахте-хранилище / Д. Е. Шумков [и др.] // Физика. Технологии. Инновации ФТИ-2017 Тезисы докладов IV Международной молодежной научной конференции Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 122-123.

10. Шумков, Д. Е. Обеспечение безопасности эксплуатации и хранения ОТВС ИЯУ ИВВ-2М с использованием системы пассивного расхолаживания шахты-хранилища / Д. Е. Шумков, О. Л. Ташлыков, С. М. Глухов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2023. – № 3. – С. 115-124.

11. Литвинов Д. Н. Исследование надёжности теплоотвода при естественной и принудительной циркуляции в шахте-хранилище исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М / Д. Н. Литвинов [и др.] // V Международная молодежная научная конференция, посвященная памяти Почетного профессора УрФУ В. С. Кортова: Физика. Технологии. Инновации ФТИ2018. Тезисы докладов. Екатеринбург: УрФУ. – 2018. – С. 15-16.

12. Литвинов Д. Н. Исследование эффективности отвода остаточных тепловыделений облученных топливных сборок в шахте-хранилище исследовательского реактора / Д. Н. Литвинов [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: материалы Международной научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, посвященной памяти проф. Данилова Н. И. – Даниловских чтений. – Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 842-845.

13. Куртеев А. В Расчетная оценка отвода остаточных тепловыделений от шахты-хранилища облученных топливных сборок в строительные конструкции / А. В. Куртеев [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетика: материалы Международной научно-практической конференции – Даниловских чтений. – Екатеринбург: УрФУ, 2018. – С. 841-846.

14. Kurteev A. V. Numerical simulation of residual heat removal from the spent fuel assemblies storage pit / Kurteev A. V. [et al.] / AIP Conference Proceedings 2174(1): 020170.

15. Шумков Д. Е. Моделирование теплогидравлических процессов в змеевиковом теплообменнике для определения эффективности теплообмена / Шумков Д. Е. [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: материалы Международной научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, посвященной памяти проф. Данилова Н. И. (1945-2015) – Даниловских чтений (Екатеринбург, 11–15 декабря 2017 г.). Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 990-993.

16. Sabharwall P. Phase change heat transfer device for process heat applications / P. Sabharwall [et al.] // Nuclear Eng. and Design. – 2010. – № 240.

17. M. Khalid Usmani Heat transfer studies during natural convection boiling in an internally heated annulus / M. Khalid Usmani [et al.] // International Journal of Heat and Mass Transfer. – 2003. – № 46.

18. Рассохин Н. Г. Теплоотдача при поверхностном кипении в узких кольцевых каналах / Н. Г, Рассохин, Ма Цан-Вень, В. Н. Мельников. – Теплоэнергетика, 1963, № 5.

19. Thuong T. Van Experimental and theoretical justification of passive heat removal system for irradiated fuel assemblies of the nuclear research reactor in a spent fuel pool / Thuong T. Van [et al.] // Nuclear Engineering and Technology. – 2023. – № 55. – Р. 2088-2095.

20. Kusuma M. H., Putra N., Widodo S. and Antariksawan A. R. Simulation of heat flux effect in straight heat pipe as passive residual heat removal system in light water reactor using RELAP5 Mod 3.2 (2016) Applied Mechanics and Materials. – Р. 122-126.