Отправить статью по E-mail 
О повышении эффективности системы аварийного расхолаживания быстрого натриевого реактора большой мощности
- Авторы: Рачков В.И.1, Хомяков Ю.С.1, Швецов Ю.Е.1
-
Учреждения:
- Акционерное общество “Прорыв”
- Выпуск: № 3 (2024)
- Страницы: 96-109
- Раздел: Статьи
- URL: https://rjonco.com/0002-3310/article/view/660250
- DOI: https://doi.org/10.31857/S0002331024030067
- ID: 660250
Цитировать
Открытый доступ
Доступ предоставлен
Аннотация
Реакторные установки проекта “ПРОРЫВ” позиционируются как основа для крупномасштабной ядерной энергетики естественной безопасности России, что, в частности, подразумевает “исключение аварий на АЭС, требующих эвакуации, а тем более отселения населения”, в том числе и при множественных исходных отказах. Одной из ключевых проблем при обосновании безопасности является задача отвода тепла остаточного энерговыделения от активной зоны и предотвращения недопустимого перегрева твэлов. На базе расчетных исследований с помощью инженерного теплогидравлического кода показано, как за счет изменения конструкции верхней камеры повысить эффективность отвода тепла от активной зоны быстрого натриевого энергетического реактора в режиме расхолаживания.
Полный текст
Об авторах
В. И. Рачков
Акционерное общество “Прорыв”
Автор, ответственный за переписку.
Email: rvi@pnproryv.ru
Россия, Москва
Ю. С. Хомяков
Акционерное общество “Прорыв”
Email: rvi@pnproryv.ru
Россия, Москва
Ю. Е. Швецов
Акционерное общество “Прорыв”
Email: rvi@pnproryv.ru
Россия, Москва
Список литературы
- Rachkov V.I., Adamov E.O., Lopatkin A.V., Pershukov V.A., Troyanov V.M. Fast Reactor Development Program in Russia. Int. conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable scenarios, FR-13. 4–7 March 2013, Paris, France.
- Концептуальные положения стратегии развития ядерной энергетики России в перспективе до 2100 г. Адамов Е.О., Джаловян А.В., Лопаткин А.В., Молоканов Н.А., Муравьёв Е.В., Орлов В.В., Калякин С.Г., Рачков В.И., Троянов В.М., Аврорин Е.Н., Иванов В.Б., Алексахин Р.М. – M.: НИКИЭТ, 2012. 61 с.
- Рачков В.И. Разработка технологий закрытого ядерного топливного цикла с быстрыми реакторами для крупномасштабной ядерной энергетики // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2013. № 3. С. 5–14.
- Говердовский А.А., Калякин С.Г., Рачков В.И. Альтернативные стратегии развития ядерной энергетики в XXI в. // Теплоэнергетика. 2014. № 5. C. 3–20.
- Shvetsov Iu.E., Ashurko Iu.M., Osipov S.L., Gorbunov V.S. Comparative Analysis of Effectiveness of Various Emergency Core Cooling System Design Options for Sodium Fast Reactors of High Rower. International Conference on FAST REACTORS AND RELATED FUEL CYCLES: Safe Technologies and Sustainable Scenarios. FR13, 4–7 March 2013 Paris, France.
- Адамов Е.О., Рачков В.И., Хомяков Ю.С. Швецов Ю.Е. О возможных технических решениях по аварийному отводу остаточного тепловыделения в быстрых реакторах, охлаждаемых жидким металлом. Изв. РАН. Энергетика. 2019, № 2, с. 1–16.
- GRIF and HYDRON – 3D Codes for Analysis of Thermal and Hydraulics Parameters or Reactors with 1-Phase Incompressible coolant/ Shvetsov Yu.Е., Volkov A.V. / Report 10-th International Meeting of IAHR Working Group on Advanced Nuclear Reactors Thermal Hydraulics. Obninsk, Russia, 2001, July 17–19.
- Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. Москва. ИздАТ, 2012 г.
- Kuznetsov I.A., Shvetsov Yu.E. Calculation of thermal-hydraulic parameters of fast neutron with account of inter-fuel-assembly space influence / Book of extended synopses Intern meeting FR09, Kyoto, Japan, Dec. 7–11, 2009. IAEA, 2009. CN-176. Р. 483.
- Ohira H., Xu Y., Bieder U., Velusamy K., Benchmark H. Analyses of Sodium Natural Convection in the Upper Plenum of the MONJU Reactor Vessel. International Conference on FAST REACTORS AND RELATED FUEL CYCLES: Safe Technologies and Sustainable Scenarios. FR13, 4–7 March 2013. Paris, France.
- Tenchine D., Pialla D., Fanning T.H. International benchmark on the natural convection test in Phenix reactor. Nuclear Engineering and Design, Volume 258, May 2013, P. 189–198.
- Аттестационный паспорт программы для электронных вычислительных машин. Программное средство для моделирования теплогидравлических параметров быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Версия 1.0. (GRIF). Рег. № 506 от 14 декабря 2020 г.
Дополнительные файлы
