Анализ влияния внешних факторов на процессы, протекающие в тепломеханическом оборудовании атомных станций

В настоящее время для моделирования процессов, протекающих в оборудовании атомных станций, активно используются программные пакеты, такие как COMSOL Multiphysics и Solid Works Flow Simulation. Компьютерное моделирование позволяет представить многие теплогидродинамические процессы в оборудовании АЭС, оценить их эффективность и сократить затраты на изготовлении макетов и образцов, найти наиболее оптимальный вариант течения среды, что сократит время на проектирование оборудования АЭС

Исследование процессов фазового перехода натрия в дренажном трубопроводе особо важно для оптимизации работы тепломеханического оборудования АЭС во время проведения планово-предупредительного ремонта (ППР), так как длительность ППР существенно влияет на экономическую составляющую энергетического проекта. Компьютерное моделирование в вычислительном пакете COMSOL Multiphysics [4] способно найти методы, позволяющие определить наиболее эффективный путь решения задач, связанных с длительностью ППР, в частности расхолаживание элементов оборудования атомной станции.

В статье приведены результаты компьютерного моделирования влияния внешних факторов на процессы, протекающие в тепломеханическом оборудовании, используемом на атомных станциях.

Объектом моделирования был выбран натриевый дренажный трубопровод парогенератора ПГН-200М реакторной установки БН-600. Исследовано влияние температуры охлаждающего воздуха на интенсивность протекания тепловых процессов в оборудовании и оценен вклад наличия тепловой изоляции трубопровода на скорость протекания процессов.

Результаты исследования показали, что снижение температуры охлаждающего воздуха на 8 оС приводит к снижению времени кристаллизации натрия на 14,5%. Снятие тепловой изоляции приводит к уменьшению временного интервала от начала процесса охлаждения до начала кристаллизации на 84%, но рассмотренный метод не удовлетворяет требованиям федеральных норм и правил в области охраны труда.

1. Казачковский О. Д. Реакторы на быстрых нейтронах / О. Д. Казачковский. Обнинск: ИАТЭ, 1995. – 136 с.

2. Усынин Г. Б. Реакторы на быстрых нейтронах / Г. Б. Усынин, Е. В. Кусмарцев: под ред. Ф. А. Митенкова. М.: Энергоатомиздат, 1985. – 288 с.

3. Ташлыков О. Л. Экологическое предвидение в атомной энергетике XXI века / О. Л. Ташлыков [и др.] // Международный журнал по производству и управлению энергией. 2016. – Том 1. – № 2. – С. 133-140.

4. Ташлыков О. Л. Экологическое прогнозирование в ядерной энергетике XXI века / О. Л. Ташлыков, С. Е. Щеклеин // Международный научный журнал Альтернативная энергетика и экология. – 2015. – № 8-9 (172-173). – С. 50-58

5. Носов Ю. В. Обеспечение экологической безопасности при длительной эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах на примере Белоярской АЭС / Ю. В. Носов [и др.] // Альтернативная энергетика и экология. – 2012. – № 4. – С. 64-68.

6. Ташлыков О. Л. Инновационное направление развития ядерной энергетики в России и мире (Экологическая приемлемость ядерной энергетики XXI века) / О. Л. Ташлыков, С. Е. Щеклеин, Е. В. Шарифянов // Международный научный журнал Альтернативная энергетика и экология. – 2020. – № 28-30 (350-352). – С. 47-56.

7. Ашурко Ю. М. Инновационные реакторные технологии 4-го поколения и текущее состояние их развития в рамках международного форума «ПОКОЛЕНИЕ-IV» / Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики // Доклады XI международной конференции – Москва: АО «Концерн Росэнергоатом», 2018. – С. 462-468.

8. Ташлыков О. Л. Моделирование процесса замораживания натрия в трубопроводах с целью оптимизации ремонта реакторных установок на быстрых нейтронах / О. Л. Ташлыков, А. А. Наумов, С. Е. Щеклеин // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2013. – № 2. – С. 21-26.

9. Архипов В. М. Техника работы с натрием на АЭС / В. М. Архипов. – М.: Энергоатомиздат, 1986.

10. Таджибаева И. Обращение с натриевым теплоносителем реактора на быстрых нейтронах / И. Таджибаева [и др.]. – Алматы, НТЦ БЯТ, 2010.

11. Литовченко В. Ю. Моделирование радиационной защиты контейнеров для транспортировки высокоэнергетических бета-источников / В. Ю. Литовченко [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Материаловедение и новые материалы. – 2019. – Вып. 5(101). – С. 4-12.

12. Костарев В. С. Моделирование комбинированного проектирования радиационной защиты и теплоизоляции трубопроводов с радиоактивными потоками / В. С. Костарев [и др.] // Материалы конференции AIP 2313, 070009 (2020).

13. Программный пакет COMSOL Multiphysics – проектирование, прогнозирование // Сайт «COMSOL Multiphysics» [Электронный ресурс]: Режим доступа: https://www.comsol.ru/comsol-multiphysics (дата посещения 26.11.2022)

14. Бессонов И. А. Исследование влияния геометрических характеристик ледового конденсатора на его аккумулирующую способность / И. А. Бессонов [и др.] // В книге: Будущее атомной энергетики – Atom Future – 2022. Тезисы докладов XVIII Международной научно-практической конференции. – Обнинск, 2022. – С. 94-96.

15. Куртеев А. В. Численное моделирование отвода остаточного тепла из ямы для хранения отработавших тепловыделяющих сборок / А. В. Куртеев [и др.] // Материалы конференции AIP 2019. 2174(1): 020170.

16. Литвинов Д. Н. Теплогидравлическое моделирование канала с мишенями для получения изотопа селена-75 / Д. Н. Литвинов [и др.], (2020). Материалы конференции AIP 2313, 070011Ташлыков О. Л. Расчетно-экспериментальные исследования гидродинамических условий работы фильтров-контейнеров для ионоселективной очистки / О. Л. Ташлыков [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2022. – №2. – С. 62-72.

17. Щеклеин С. Е. Повышение энергоэффективности АЭС / С. Е. Щеклеин, О. Л. Ташлыков, А. М. Дубинин // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. – 2015. – № 4. – С. 15-25.

18. Ташлыков О. Л. Парогенераторы АЭС: учебник / О. Л. Ташлыков, А. И. Бельтюков. – Екатеринбург: Изд-во Урал. ун-та, 2019. – 304 с.

19. Кокорев Б. В. Парогенераторы ядерных энергетических установок с жидкометаллическим охлаждением / Б. В. Кокорев, В. А. Фарафонов; под общ. ред. П. Н. Кириллова. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 264 с.

20. Правила охраны труда при эксплуатации тепломеханического оборудования и тепловых сетей атомных станций АО «Концерн Росэнергоатом». СТО-1.1.1.02.001.0673-2017.

21. Бельтюков А. И. Атомные электростанции с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем / А. И. Бельтюков [и др.]: учебное пособие. В 2 ч. Ч. 1 / под ред. С. Е. Щеклеина, О. Л. Ташлыкова. – Екатеринбург: УрФУ, – 2013. – 548 с.