А. А. ФРОЛОВ
Московский инженерно-физический институт (государственный университет)
ИССЛЕДОВАНИЕ ОСОБЕННОСТЕЙ ГАЗОДИНАМИКИ
И ТЕПЛООБМЕНА В АКТИВНОЙ ЗОНЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО ГАЗОВОГО РЕАКТОРА
С ПРИЗМАТИЧЕСКИМИ ТВС
В работе представлены результаты расчётного исследования влияния размеров технологических зазоров ВТГР с призматическими ТВС на величину утечки через них части расхода теплоносителя и как следствие — на максимальную температуру топлива реактора.
За несколько последних лет был предпринят ряд международных инициатив, в рамках которых рассматривались средне - и долгосрочные перспективы развития ядерной энергетики. Среди таких инициатив можно назвать проект «Международный форум “Generation IV”». В нём для дальнейших совместных исследований и разработок были отобраны шесть инновационных концепций реакторных технологий. Одной из них является концепция сверхвысокотемпературного газового реактора (VHTR, СВТГР) [1] — реактора с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением, имеющего открытый урановый топливный цикл.
Для СВТГР планируется использовать технологии, разработанные в проектах высокотемпературных газовых реакторов (ВТГР), компоновка реактора в проектах СВТГР аналогична компоновке ВТГР. Одним из недостатков газовых реакторов является положительная обратная связь подогрева по удельному объёму теплоносителя: расход газа через каналы ТВС реактора, имеющие наибольшую мощность, минимален, что в свою очередь приводит к значительному разогреву элементов активной зоны реактора. Высокие температуры активной зоны непосредственно связаны с безопасностью всей установки, так как с ростом температур топлива нелинейно растет выход радионуклидов из топлива в теплоноситель с дальнейшим переносом и осаждением в первом контуре установки.
Нами было проведено расчётное исследование влияния размеров технологических зазоров ВТГР с призматическими ТВС на величину утечки через них части расхода теплоносителя и как следствие — на максимальную температуру топлива реактора. Рассматривалось влияние двух видов технологических зазоров: межкассетного зазора и зазора между заменяемым боковым графитовым отражателем и незаменяемым стальным отражателем реактора.
В качестве прототипа реактора СВТГР для изучения был выбран проект General Atomics (USA) модульного одноконтурного газотурбинного высокотемпературного реактора GT-MHR с призматическими ТВС [2].
Новым является применение в данном исследовании вложенного трёхуровневого моделирования. Его сущность заключается в проведении последовательного расчёта моделей ячейки ТВС, кассеты и реактора, после чего расчёт каждой модели повторяется с учётом уточнённых данных, полученных в других моделях.
Исследование проводилось с помощью кода FM-3D, разработанного в РНЦ «Курчатовский институт» [3]. Данный код использует метод контрольных объёмов для решения задач теплообмена, гидро - и газодинамики в телах различной геометрии.
Были получены следующие результаты. Утечка теплоносителя через отражатели реактора приводит к тому, что часть теплоносителя вхолостую проходит через реактор, не отводя тепло из активной зоны. Эта утечка составляет от 10% до 31% расхода теплоносителя, подаваемого в реактор в зависимости от величин технологических зазоров, необходимых для осуществления беспроблемной перегрузки ТВС. Диапазон, в котором варьируется максимальная температура топлива реактора, составляет 1571–1706 К.
Стоит отметить, что для современной технологии микротвэлов ВТГР типа TRISO приемлемые максимальные температуры топлива (с учётом статистических факторов перегрева) ограничиваются уровнем 1400–1450 К.
Результаты проведённых оценочных расчётов демонстрируют тот факт, что даже без учёта статистических факторов перегрева температуры топлива и конструкций ТВС активной зоны в одноконтурных ВТГР с призматическими кассетами могут достигать значительных величин, что необходимо будет учитывать для оптимизации конструкции активной зоны реактора.
Список литературы
1. Billot P., Barbier D. Very High Temperature Reactor (VHTR) // The French Atomic Energy Commission (CEA) R&D program. 2nd International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology, Beijing, China, September 22-24, 2004.
2. Initial VHTR accident scenario classification: models and data / R. B. Vilim, E. E. Feldman, W. D. Pointer, T. Y.C. Wei // Status Report, Nuclear Engineering Division, Argonne National Laboratory, September, 2004.
3. Aisen E. M., Sedov A. A., Subbotin A. S. Studies of thermal hydraulics and heat transfer in Cascade Subcritical Molten Salt Reactor // Proc. of the 11th International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH-11), Avignon, France, October 2-6, 2005.
