Представлены результаты анализа универсальной системы охлаждения активной зоны исследовательских реакторов, основанной на пассивном принципе естественной конвекции теплоносителя. Эта система охлаждения развивает концепцию реакторной установки, представленной в работе [1]. Приведены трёхмерная модель, технологическая и расчётная схемы реакторной установки, показаны примеры численной оценки переходных процессов при работе контуров охлаждения в нормальном и аварийных режимах для обоснования возможности использования такой системы в исследовательских реакторах средней и большой мощности, обеспечивающих плотность нейтронного потока свыше 1 · 1015 см–2 · с–1. Принципиальной особенностью представляемой пассивной системы теплоотвода является отсутствие в контурах охлаждения активных элементов, таких как циркуляционные насосы и запорно-регулирующая арматура, а также наличие промежуточного контура с нерадиоактивным теплоносителем, выполненного по принципу работы тепловой трубы (термосифона), что исключает выход радиоактивного теплоносителя в окружающую среду при любой разгерметизации контуров. Контуры охлаждения включают в себя лишь сосуды, трубопроводы и теплообменники. Отсутствие элементов с механическими движущимися частями позволяет существенно уменьшить вероятность отказа оборудования и повысить надёжность функционирования системы охлаждения при снижении её стоимости. Универсальность предлагаемой системы позволяет использовать её для многих разрабатываемых типовых реакторных установок различной мощности, предназначенных для широкого круга исследований по разным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ, связанных с ядерными технологиями.
Ключевые слова: исследовательские реакторы; пассивная система; система охлаждения реактора; тепловая труба; термосифон; безопасность ядерных реакторов; естественная конвекция.
ENERGY-INDEPENDENT COOLING SYSTEM FOR A HIGH-POWER RESEARCH REACTOR
© V.A. Uzikov, N.Yu. Marikhin (e-mail: bri@niiar.ru)
Presented are the analysis results of a universal cooling system for research reactors; the system is based on the passive natural convection of coolant. This cooling system derives the reactor facility concept presented in [1].
A three-dimensional model, technological and design schemes of the reactor facility are presented; examples of the numerical assessment of transient processes during the operation of cooling circuits in normal and emergency modes are shown to justify the possibility of using such a system in research reactors of medium and high power with a neutron flux density over 1 · 1015 cm–2 · s–1.
A fundamental feature of such passive heat removal system is the absence of active elements in the cooling circuits, such as circulation pumps and downstream control valves, as well as the presence of an intermediate circuit with a non-radioactive coolant operated as a heat pipe (thermosyphon), which excludes the release of radioactive coolant into the environment in case of any leakage in the circuits.
The cooling circuits include only vessels, pipelines and heat exchangers. The absence of elements with mechanical moving parts can significantly reduce the likelihood of equipment failures and increase the reliability of the cooling system while reducing its cost. The versatility of the proposed system allows it to be used for a wide range of standard reactor facilities of different power intended for a wide range of studies in various areas of research and applied nuclear-related activities.
Key words: research reactors; passive system; reactor cooling system; heat pipe; thermosyphon; safety of nuclear reactor; natural convection.
