Диссертация (781854), страница 12
Текст из файла (страница 12)
Интерес к техническим решениям с плавкими вставками объясняется простотой конструкции и высокой надежностью срабатывания.Для реакторов нового поколения с повышенной системой безопасностиразрабатывается дополнительная пассивная аварийная защита, в которой средства защиты основаны на естественных процессах, протекающих в активнойзоне, независимо от внешних управляющих систем и источников энергии.В рассматриваемой системе стержень защиты со сборкой ПЭЛ подвешен наустройстве самосрабатывающем температурном (УС-Т) пассивной аварийнойзащиты, основанной на температурном принципе действия (ПАЗ-Т), содержащим термочувствительный элемент, причем устройство расположено над тепловыделяющими сборками и омывается выходящим из них горячим натрием.При запроектной аварии, когда расход теплоносителя падает и температура выходящего из ТВС натрия быстро повышается, термочувствительный элементтеряет прочность и разрушается.
Под собственным весом стержень защиты падает в активную зону и снижает реактивность реактора.В АО «ГНЦ РФ-ФЭИ» на созданном рабочем участке натриевого стенда6-Б проведены испытания двух макетов устройств самосрабатывающих пассивной аварийной защиты теплового действия [136].В макете 1 верхняя и нижняя части стержня ПАЗ-Т соединены с помощью термочувствительного элемента в виде тонкостенной втулки из специального сплава. Термочувствительный элемент обтекается потоком натрия снаружи и в меньшей степени внутри макета и испытывает в режиме эксплуатации58определенное разрывное усилие. При запроектной аварии и повышении температуры натрия материал термочувствительного элемента теряет прочность ипроисходит разрыв стенки втулки.В макете 2 верхний и нижний цилиндрические кулаки соединены шестьютермочувствительными элементами. Материал термочувствительных элементов– специальный сплав.
Термочувствительные элементы в макете 2 работают насрез и смятие. При запроектной аварии сплав теряет прочность, и кулаки разъединяются. При этом нижняя часть стержня ПАЗ со сборкой поглощающих элементов сбрасывается в активную зону.С целью отработки методики испытаний макетов УС-Т проведена серияпредварительных испытаний экспериментальной модели макета. В качествеэкспериментальной модели использован макет 1, в котором термочувствительный элемент заменен на аналогичный по конструкции, но выполненный из нержавеющей стали.
В результате отработан режим со скоростью потока натрия0,7 м/с и темпом роста температуры до 10°С/с.При разогреве в камере испытаний в среде жидкого натрия при температуре 545°С произошло разрушение термочувствительного элемента макета 1.Исследование фрагментов термочуствительного элемента показало, что материал стал ломким, потерял прочность. Химический анализ показал резкое снижение содержания серебра в сплаве.С целью исследования химической устойчивости серебряных сплавов внатрии проведены испытания образцов сплава ПСр-45 в камере испытаний рабочего участка при температуре жидкого натрия до 550°С. Химический анализпоказал снижение содержания серебра в образцах.Макет 2 испытан в газовой среде (аргоне) при том же усилии разрыва, какв макете 1, и температуре до 650°С с временем выдержки до 6 часов. Разрушения макета не произошло.
Последующий визуальный осмотр показал сохранность термочувствительных элементов в макете.59По результатам испытаний сделан вывод о том, что специальный сплав идругие серебряные сплавы не могут быть использованы для изготовления термочувствительных элементов УС-Т в конструктивном исполнении, предполагающем прямой контакт материала с натрием. Осуществляется поиск конструкций, в которых данный материал от контакта с натрием защищен.Следует отметить необходимость проведения расчета с целью определения времени до разрушения термочувствительного элемента. В п. 4.3 дано описание постановки задачи, ее решения и результатов расчета автора.Аналогичные работы проводятся в АО «ОКБМ Африкантов», гдевыполнена расчетная оценка изменения температуры УС-Т сборки ПАЗ-Треактора нового поколения с целью определения температурного состояния намомент необходимого срабатывания в условиях развития запроектных аварий смаксимальной скоростью увеличения температуры натрия на выходе изактивной зоны до 25 С/с.
Для расчетного анализа использовался ПК ANSYSCFX. Расчетная модель УС-Т разработана с включением прилегающихобластей. Получено, что средняя температура УС-Т в наиболее нагретомсечении составит 700 С за ~7,2 с. Однако в рассматриваемой конструкцииплавкий материал УС-Т не защищен от контакта с натрием.1.11. Аналитические решения ряда задачДля тестирования программы БРУТ необходимы аналитические выражения температурных полей в цилиндре конечных размеров и при течении теплоносителя в трубках.
Как известно, по решению задач теплопроводности существует обширная литература. Однако имеющиеся решения мало пригодны длятестирования программы по трем следующим причинам:1. В большинстве задач не учитываются особенности протекания процессов при тяжелой аварии в реакторе типа БН.Например, в справочниках [166,19] приведено большое количество решений различных задач теории теплопроводности. Недостатком их является постоянство температуры окружающей среды. В атомной энергетике при иссле-60довании переходных и аварийных процессов в реакторах типа БН необходимоучитывать изменение температуры теплоносителя во времени.
Поэтому решение задач с переменной температурой среды весьма актуально.2. При получении многих решений использовались методы интегралаДюамеля и функции Грина.Известно [158], что методы решения уравнений математической физики спомощью теоремы Дюамеля и функции Грина имеют следующие недостатки: 1)необходимо предварительно решать вспомогательную задачу с простыми граничными условиями; 2) решение получается в виде рядов, которые нуждаютсяв дальнейшей доработке; 3) во многих случаях не получается эффективногорешения, так как оно представляет собой некоторый интеграл, мало пригодныйдля практического применения.3. Решения получены в размерных переменных, что осложняет анализ.С учетом сказанного автором предпринята успешная попытка получениясравнительно простых точных решений без указанных недостатков.Получено решение задачи нестационарной теплопроводности для кольцевого и сплошного цилиндров конечных размеров с внутренними источникамитепла и переменной во времени температурой окружающей среды (п.
5.1, 5.2).Решение для ограниченного цилиндра использовалось для проверки правильности расчета температурного поля в тепловыделяющем слое в коде БРУТ.Аналитические решения задачи о нестационарном распределении температуры теплоносителя в трубке теплообменника (п. 5.3 – п. 5.5) можно использовать для расчета стоков тепла в зоне с теплообменниками в коде БРУТ.Для тестирования блока расчета нейтронной кинетики кода ANPEX использовалось точное решение уравнений кинетики с учетом одной средневзвешанной группы запаздывающих нейтронов при линейном во времени вводе реактивности (п.
5.6), которое имеет теоретическое, практическое и методическоезначение.Ряд решений (п. 5.1, 5.3) имеют, прежде всего, теоретическое значение.61Кроме того, получены аналитические решения задач определения температурного поля в телах с эксцентричным кольцевым сечением для возможнойоценки погрешности показаний термопар (п. 5.7, 5.8), что связано с наличиемотверстий малого диаметра для заделки термопар и искажением температурного поля в окрестностях отверстий.В п. 5.9 решена задача определения температуры в шаре, помещенном вжидкость, температура которой не зависит от координаты, но изменяется вовремени. В шаре действуют источники тепла, изменяющиеся во времени попроизвольному закону. Заданы начальные температуры шара и жидкости.
Полученное решение использовалось при разработке новой модели термическоговзаимодействия кориума с натрием.Автором впервые получен следующий теоретический результат: в классезадач с граничными условиями смешанного типа доказано, что собственныефункции не являются ортогональными. Поэтому для решения таких задач приемлем только формальный метод Лапласа.Аналитические решения задач, полученные автором впервые, опубликованы в ведущих российских научных журналах и за рубежом (Беларусь) ипредставлены в главе 5 данной работы.1.12. Выводы к главе 11.
Современная технологическая платформа ядерной энергетики, основанная на тепловых реакторах, имеет недостатки. Сформировать на указаннойплатформе ядерную энергосистему будущего невозможно.В нашей стране проводятся исследования, нацеленные на разработкуядерных технологий, способных обеспечить полное вовлечение в топливныйцикл природного урана и тория, а также радикальное уменьшение отходовядерной энергетики. Именно такие технологии должны составить основу новойтехнологической платформы крупномасштабной ядерной энергетики России вXXI веке.622.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
