Сборник тезисов докладов VIII Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2005

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Перспективные приложения ядерных технологий»

Все доклады секции


СОЗДАНИЕ БАЗЫ ЗНАНИЙ НА ОСНОВЕ ОПЫТА ЭКСПЛУАТАЦИИ РЕАКТОРА ВК-50

Кошкина С.П., Семидоцкий И.И.

ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград

В 2005 г корпусному кипящему реактору ВК-50 исполняется 40 лет. В практике отечественного реакторостроения он так и остался уникальной установкой. Во-первых, это реактор с одноконтурной естественной циркуляцией. Во-вторых, по своим параметрам – и, прежде всего, тепловой мощности – он является промежуточным звеном между атомными станциями малой мощности и установками средней мощности. Естественная циркуляция и специфические обратные связи между мощностью и паросодержанием в активной зоне придают этому различию принципиальный характер.

Естественно задать вопрос: является ли эта специфика достоинством или недостатком с точки зрения тех тенденций, которые имеют место в современном отечественном и зарубежном реакторостроении?

Кипящие реакторы с «продвинутой» технологией разрабатываются практически всеми ведущими зарубежными фирмами и во многих из них реализуются принципы пассивной безопасности. (Можно отметить, что первичной основой реактора SWR-1000 явился проект SWR-600, использовавший принцип естественной циркуляции теплоносителя). С учетом относительно «медленного» вхождения таких стран как США в энергетику, основанную на реакторах IV поколения [1], использования «симбиозных» реакторных систем, можно заключить, что корпусные кипящие реакторы найдут широкое применение в зарубежных ядерных технологиях XXI века.

В ближнесрочной (до 2020 г.) перспективе концепция развития атомной энергетики в Российской Федерации [2] также ориентирована на традиционные ядерные технологии. Прежде всего, это проекты ВВЭР-1000,1500, а также установки комбинированного производства малой и средней мощности (наземные и плавучие АСТ и АТЭЦ, ВК-300, БВЭР-300, АСТ-500 и др.).

Следует отметить, что в реакторе ВК-50 используются твэлы ВВЭР-440 с длиной активной части 2 м, а пузырьковый, снарядный и дисперсный режимы течения являются режимами нормальной эксплуатации вплоть до тепловых нагрузок 300 Вт/см в диапазоне давлений 5…7 МПа и массовых скоростей до 103 кг/(м2 с). Существенным является то, что штатные режимы ВК-50 подобны аварийным режимам ВВЭР с глубоким снижением давления и объемным вскипанием теплоносителя (например, малые течи, ATWS). И эти режимы не могут быть воспроизведены на самих установках.

Переходные режимы работы ВК-50 включают перевод в подкритическое состояние посредством ввода борного раствора специальной штатной системой аварийной защиты. Проводились специальные исследования по устойчивости реактора при наличии бора в активной зоне. Эти данные представляют интерес и для ВВЭР и позволяют верифицировать в кодах модель транспорта бора в двухфазном теплоносителе и модель борного эффекта реактивности в системе с наличием обратной связи между теплогидравлическими и нейтронно-физическими процессами.

Вблизи границы резонансной неустойчивости наличие обратных связей активизирует явления, связанные с распределением нейтронного потока по объему активной зоны. Соответственно, динамические характеристики реактора в этой области являются информативными для верификации трехмерных динамических кодов с обратной связью между нейтронной кинетикой и теплогидравликой. Отметим, что эффекты такого рода ожидаются и для инновационных проектов реактора со сверхкритическими параметрами.

Таким образом, опыт реактора ВК-50 представляет несомненную практическую ценность как для эволюционных, так и инновационных проектов ядерной энергетики.

В докладе рассматривается возможная структура базы данных по экспериментальным режимам РУ ВК-50 и те проблемы организационного характера (включая человеческий фактор), которые связаны с созданием такой базы. База данных будет создаваться с помощью СУБД Microsoft SQL-Server.

Верхний уровень базы данных будут занимать разделы:

·         «состав базы данных»,

·         «описание установки»,

·         «глоссарий (термины, определения)».

Включение последнего раздела обусловлено необходимостью предварительного знакомства пользователей разного уровня со специфическими явлениями, присущими этому реактора (например, резонансная неустойчивость).

Все экспериментальные режимы будут поделены на три основных группы:

·         «статические характеристики»;

·         «переходные процессы»;

·         «автоколебательные режимы».

Такое разделение экспериментальных режимов обеспечивает оптимальную последовательность их применения для верификации кодов.

Литература

1.        Голднер Р. Потенциал легководных реакторов для будущих АЭС//Атомная техника за рубежом, 2004, №4. С.14-19.

2.        Солонин М.И. Состояние и перспективы развития ядерной энергетики России// Атомная энергия, 2003, т.94, вып.1. С.31-36.