Расчетное обоснование безопасности АЭС с быстрым реактором при течах натриевого теплоносителя

• Автор: Бакута, Николай Николаевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 1999
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 135 с. : ил.

Оглавление
Введение
Глава 1. Состояние вопроса
1.1. Обзор течей натрия, имевших место на различных реакторах
1.2. Обзор вычислительных программ, используемых для расчета последствий горения натрия
Глава 2. Методика расчета последствий горения натрия в "луже" и ее обоснование.
Вычислительная программа ВОХ98
2.1. Описание физической и математической моделей программы ВОХ98
2.2. Обоснование расчетной методики программы ВОХ98
2.3.Сравнение результатов расчетов, полученных при использовании программ ВОХ98 и CONTAIN-LMR
Глава 3. Методика расчета последствий выброса натриевых аэрозолей в атмосферу
и ее обоснование. Вычислительная программа AERO
3.1. Описание программы AERO
3.2. Обоснование расчетной методики программы AERO
Глава 4. Методика расчета последствий аварии со смешанным горением натрия
4.1 Постановка задачи
4.2.Краткое описание расчетной методики программы FEUMIX
4.3. Обоснование методики расчета параметров при горении распыленного
натрия
4.4. Методика определения входных данных для программы FEUMIX, основанная на использовании результатов экспериментов с распыленными струями воды
на стенде AIRBUS
4.5. Использование программ FEUMIX, ВОХ98 и AERO
Глава 5. Расчет последствий смешанного горения натрия для реактора БН
5.1. Основные исходные положения, использованные при анализе аварийных ситуаций
5.2. Результаты проведенных расчетов
5.3. Сравнение полученных результатов с данными, приведенными в ТОБ Южно-Уральской АЭС с реактором БН
Заключение
Список использованных источников.

Введение
Развитие быстрых реакторов началось в 50-х годах. Первые реакторы (“Клементина”, БР-1, БР-2) были предназначены главным образом для изучения нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов и технических решений, закладываемых в их конструкции. В качестве теплоносителя использовались жидкие металлы, такие, как ртуть, натрий-калиевая эвтектика и натрий. В период 1960-1970 г.г. был построен целый ряд быстрых исследовательских реакторов (БР-5, БОР-60, RAPSODY, SEFOR), предназначенных для проверки и доказательства безопасной работы реакторов этого типа. В этих реакторах в качестве теплоносителя первого контура был использован натрий. Полученное при эксплуатации исследовательских быстрых реакторов доказательство хорошей предсказуемости физических и других характеристик, определяющих их безопасную работу, а таюке накопленный опыт работы легли в основу проектирования быстрых реакторов-прототипов (БН-350, PFR, PHENIX). Все эти реакторы охлаждались натрием. На реакторах-прототипах подтверждены первоначальные проектные характеристики по обеспечению контроля и безопасности реактора. При этом системы контроля и другие системы, ответственные за безопасную эксплуатацию реакторов-прототипов, были испытаны не только в условиях нормальной работы этих реакторов, но и в условиях, имитирующих аварии в контурах охлаждения. Первоначальные трудности, связанные с доводкой крупных, работающих в натрии конструкций (парогенераторов, теплообменников), были успешно преодолены. В Японии был создан быстрый реактор-прототип MONJU. В 1980 г. введен в строй реактор БН-600, который является промежуточной ступенью между реактором-прототипом и промышленным реактором

1985 г. во Франции был пущен демонстрационный энергетический реактор БиРЕИРНЕМХ. В России сооружается быстрый энергетический реактор БН-800.
В процессе развития быстрых реакторов были проведены обширные исследования по выбору теплоносителя. В качестве возможных вариантов рассматривались гелий, вода, ртуть, свинец, натрий и другие материалы. В настоящее время натрий является наиболее обоснованным теплоносителем быстрых реакторов. Выбор натрия в качестве теплоносителя был обусловлен его теплотехническими и ядерно-физическими характеристиками: хорошими теплопередающими свойствами, низкой замедляющей способностью и небольшим сечением захвата нейтронов [1]. Температура плавления натрия относительно высока - 98 °С, температура кипения при атмосферном давлении 892 °С, что позволяет поддерживать высокую рабочую температуру теплоносителя при низком избыточном давлении в контуре (до 1 МПа). Относительно высокая теплоемкость натрия обеспечивает теплоотвод при умеренных скоростях теплоносителя в активной зоне (до 6 м/с) и низкой мощности циркуляционных насосов. В то же время хорошая теплопроводность натрия в совокупности с другими высокими тепловыми характеристиками обеспечивает условия для охлаждения активной зоны в . режиме естественной циркуляции.
Вместе с тем, имеется ряд трудностей, связанных с использованием натрия в качестве теплоносителя. При облучении в активной зоне натрий становится радиоактивным. Активность натрия определяется в основном изотопом 24Ка, имеющим период полураспада 15 часов. Существует потенциальная опасность взаимодействия натрия с водой и воздухом. При-сгорании на воздухе 1 кг натрия выделяется более 9 кДж тепла [2].
- Продукты горения натрия образуют аэрозоли. Аэрозольные частицы (особенно радиоактивные) представляют опасность для человека и, кроме

• мощность массового аэрозольного выброса и интегральный массовый выброс из помещения, где происходит пожар.
Главными входными данными программы являются:
• температура и масса вылившегося натрия, расход истечения;
• геометрические размеры помещения;
• начальная температура газовой среды и строительных конструкций;
• значение начального давления газовой среды в помещениях;
• параметры облицовки помещения и изоляции между облицовкой и бетоном (если имеются облицовка и/или изоляция);
• параметры герметичности помещения;
• начальные значения расходов приточной и вытяжной вентиляции.
Программа может рассчитывать также перенос аэрозолей между помещениями здания реактора и массовую концентрацию аэрозолей в каждом помещении.
Расчетная методика, заложенная в программу, основывается на предположении о наличии зоны пламени, расположенной над поверхностью слоя натрия, рисунок 10. В этой зоне происходит химическое взаимодействие пара натрия и кислорода и образование аэрозолей. При этом выделяется тепло, которое затем передается газу и натрию. Образовавшиеся аэрозоли поступают частично в газ и частично в лужу. Значение коэффициента перехода аэрозолей в газ задается пользователем вычислительной программы. Полученная на основе экспериментальных данных [32], подобная зависимость коэффициента перехода от температуры натрия, приведена на рисунке 11.