МОДЕЛИРОВАНИЕ РАБОТЫ АБСОРБЦИОННОЙ ХОЛОДИЛЬНОЙ МАШИНЫ В СИСТЕМЕ ПАССИВНОГО ОТВЕДЕНИЯ ТЕПЛА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

А. И. Андреев, А. Е. Семенов

Аннотация


Актуальность. Повышение безопасности АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) требует развития систем пассивного отвода остаточного тепловыделения (СПОТ), особенно для условий полного обесточивания. Важный аспект исследований – моделирование работы СПОТ при различных величинах остаточного теплового потока. Интеграция в СПОТ абсорбционных холодильных машин (АБХМ) перспективна для повышения эффективности отвода тепла. Цель работы – математическое моделирование работы СПОТ с возможностью включения АБХМ и оценка повышения энергоэффективности и безопасности реактора ВВЭР-1000 в аварийных условиях. Материал и методы. Объект исследования – СПОТ, число ее каналов (2 по 8 МВт) выбрано на основе критерия единичного отказа, что позволяет оценить работоспособность системы в условиях частичной деградации. В математическом моделировании СПОТ для тяжелых условий – при отказе активных систем безопасности (соответствует аварии с потерей большинства источников энергоснабжения), использовали уравнения теплового баланса активной зоны (а. з.), естественной циркуляции теплоносителя и остаточного тепловыделения. Начальные условия для расчетов: температура теплоносителя 60–200 °C, давление 6,0 МПа. Результаты. Базовая конфигурация СПОТ (2 × 8 МВт) не обеспечивает достаточный отвод тепла при остаточной мощности свыше 50 МВт: в первые 2 ч наблюдается дефицит охлаждения до 40 МВт (из-за инерционности запуска естественной циркуляции и ограниченной площади теплообмена 800 м2), который приводит к росту температуры топлива до 900 °C за 1,5 ч. Заключение. Подтверждена недостаточная мощность СПОТ. Необходимы дополнительные системы безопасности для ВВЭР, особенно в условиях полного обесточивания. Моделирование работы АБХМ в СПОТ и влияние АБХМ на производительность системы, время развития аварии и динамику нагрева активной зоны будет представлено в публикации «Моделирование работы абсорбционной холодильной машины в системе пассивного отведения тепла ядерного реактора. Часть 2».

Ключевые слова


система пассивного отвода тепла (СПОТ), абсорбционная холодильная машина (АБХМ), ядерный водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), аварийное охлаждение, остаточное тепловыделение, математическое моделирование, безопасность АЭС, математическая модель

Литература


Аминов Р.З., Егоров А.Н. Сопоставление и анализ систем отвода остаточного тепловыделения реакторов в аварийных ситуациях с обесточиванием. — Атомная энергия, 2016, т. 121, № 6, с. 316–322. https://elibrary.ru/xgvdsd

Юрин В.Е. Концепция развития многофункциональных систем безопасности АЭС. — Энергия: экономика, техника, экология, 2021, вып. 12, с. 29–36. https://elibrary.ru/tjkecq https://doi.org/10.7868/S0233361921120053

Коршунов А.С., Таранов Г.С. НВАЭС-II: Обоснование пассивных систем безопасности. — РЭА Росэнергоатом, 2008, № 6, с. 12–17.

Отчет по обоснованию безопасности. Нововоронежская АЭС-2. Энергоблок № 1. Гл. 12 (Системы безопасности). М.: Атомэнергопроект, 2013. 240 с.

Armatis P.D., Gupta A., Sabharwall P. et al. A chemicalabsorption heat pump for utilization of nuclear power in high temperature industrial processes. — Int. J. Energy Res., 2021, v. 45, No. 10, p. 14612–14629. https://doi.org/10.1002/er.6721

Gupta A., Sabharwall P., Armatis P. et al. Coupling chemical heat pump with nuclear reactor for temperature amplification by delivering process heat and electricity: A techno-economic analysis. – Energies, 2022, v. 15, No. 16, p. 5873. https://doi.org/10.3390/en15165873

Wang G., Li J., Yan G. et al. Numerical investigation on heat and mass transfer characteristics of inclined plate falling film absorption with nano-lithium bromide solution. — Appl. Therm. Eng., 2024, v. 239, No. 15, ID 122124. https://doi.org/10.1016/j.applthermaleng.2023.122124

Kostarev V.S., Tashlykov O.L., Klimova V.A. The increasing of the energy efficiency of nuclear power plants with fast neutron reactors by utilizing waste heat using heat pumps. — IOP Conf. Ser.: Mater. Sci. Eng., 2019, v. 552, No. 1, ID 012022. https://doi.org/10.1088/1757-899X/552/1/012022

Akay O.E., Das M. Modeling the total heat transfer coefficient of a nuclear research reactor cooling system by different methods. — Case Stud. Therm. Eng., 2021, v. 25, ID 100914. https://doi.org/10.1016/j.csite.2021.100914

Akay O.E. Constituting the thermal model of Triga Mark II nuclear research reactor cooling system. — JTST, 2012, v. 32, No. 1, p. 109–116. (In Turkish).

Волков Р.А., Семенов А.О. Разработка модели системы пассивного отвода тепла в программном комплексе Логос. — В сб.: Труды II Всероссийской научно-практической конференции «Интеллектуальная энергетика», Томск, 12–14 ноября 2024 г. Томск: ТПУ, 2024. https://elibrary.ru/yzelsi

Tretinnikov D.L., Doinikova A.V., Nagula P.K. Analysis of the hydrogen safety of the NPP with a VVER-1200/V-491 reactor in a severe beyond design based accident. – Proceedings of the National Academy of Sciences of Belarus. Physical-technical series, 2024, v. 69, No. 2, p. 151–165. https://doi.org/10.29235/1561-8358-2024-69-2-151-165

Шипулина Ю.В., Каримов М.Ш., Руденко М.Ф. Методика определения тепловых нагрузок на реактор генератора – адсорбера гелиоэнергетической холодильной установки. — Вестник Астраханского государственного технического университета. Сер. Морская техника и технология, 2013, № 1, с. 148–154. https://elibrary.ru/pwxxlz

ANSI/ANS-5.1-2022. American nuclear society standard for decay heat power in light water reactors. 15. IAEA. Thermal design of water-cooled nuclear reactors. IAEA-TECDOC-2387. Vienna: IAEA, 2020.

НП-082-07. Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций. М.: Ростехнадзор, 2008. 89 с. 17. Бойко В.И., Кошелев Ф.П., Шаманин И.В. др. Физический расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах. Томск: ТПУ, 2009.

Морозов А.В., Ремизов О.В., Маслов Ю.А., Харитонов В.С. Схемные решения и принципы работы пассивных систем аварийного охлаждения различных типов ЯЭУ. Учеб. пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2015. 176 с. https://www.elibrary.ru/xwbzvr


Ссылки

  • На текущий момент ссылки отсутствуют.