Последние достижения в области исследований пассивной безопасности перспективных реакторов в Аргоннской национальной лаборатории США: на установке NSTF выявлены характеристики течения в системе охлаждения реакторной полости

Научно-исследовательская группа Аргоннской национальной лаборатории (Argonne National Laboratory), подчинённой Министерству энергетики США (DOE), достигла последних успехов в изучении механизма пассивного отвода остаточного тепла при остановке новых перспективных ядерных реакторов. При незапланированной остановке реактора или в условиях внезапной аварийной ситуации ядерное топливо продолжает выделять остаточное тепло; обеспечение непрерывного и надёжного отвода тепла в условиях полного обесточивания и без вмешательства персонала является ключевой задачей присущей безопасности реакторов четвёртого поколения. В последнее время исследовательская группа Аргоннской лаборатории сосредоточила внимание на характеристиках переходных теплогидравлических процессов в ключевых пассивных системах отвода тепла реактора при реальной динамической кривой затухания остаточного тепловыделения.

Объектом данного исследования является «система охлаждения реакторной полости» (Reactor Cavity Cooling System, RCCS), широко принятая в ряде проектов по разработке перспективных реакторов. Сооружённая Аргоннской лабораторией «испытательная установка естественной конвекции для отвода тепла при остановке» (Natural Convection Shutdown Heat Removal Test Facility, NSTF) в настоящее время является крупнейшей в мире испытательной платформой для изучения механизмов данной конфигурации в реальном масштабе и при жёстких режимных условиях. Система RCCS следует принципам пассивного безопасного проектирования, отказываясь от механических насосов и активных систем управления, которые могут отказать при обесточивании, и полностью полагается на естественную подъёмную силу, обусловленную гравитацией и разностью плотностей, для обеспечения циркуляции теплоносителя в контуре. Охлаждающая вода течёт по металлическим трубопроводам, размещённым вокруг корпуса реактора под давлением, поглощает остаточное тепло, рассеиваемое стенкой корпуса реактора, нагревается и поднимается вверх, после охлаждения в верхнем конденсаторе или тепловом стоке под действием силы тяжести возвращается обратно, непрерывно транспортируя тепло в крупный аварийный бак запаса воды, расположенный на высоте.

Для решения проблемы кипения и двухфазного совместного течения, которые могут возникнуть при длительном пассивном отводе тепла, исследователи использовали многоярусную петлевую установку NSTF высотой 59 футов (около 18 метров) для моделирования сценариев градиентного тепловыделения в различных диапазонах остаточной мощности полноразмерного реактора, а также испытали влияние различных отметок входного патрубка главного бака на циркуляционный расход. В эксперименте был чётко зафиксирован ключевой физический механизм фазового перехода — «мгновенное вскипание» (Flashing): когда нагретый поток воды в нижней части контура движется вверх по подъёмному участку, по мере снижения гидростатического давления в критической точке достижения насыщенного состояния происходит мгновенное локальное интенсивное парообразование; это явление мгновенного вскипания вызывает резкие пульсации расхода и волновые забросы (Flow surges) парожидкостного двухфазного потока в контуре, что приводит к снижению локальной переходной эффективности охлаждения и создаёт дополнительные гидравлические нагрузки на элементы контура, работающего под давлением.

Экспериментальные данные показали, что при более низких уровнях мощности остаточного тепловыделения явления кипения и мгновенного вскипания, распространяющиеся от бака запаса воды к выхлопной трубе отвода тепла в испытательном контуре NSTF, значительно замедляются; что ещё важнее, относительная высота установки входного патрубка главного бака имеет чёткую пороговую границу для устойчивости режима течения — испытания показали, что «среднеуровневый входной патрубок» (Mid-level inlet) в ряде экстремальных режимов позволяет эффективно подавлять значительные колебания расхода и обеспечивать более стабильное состояние пассивной естественной циркуляции. Ядерный инженер Аргоннской лаборатории Qiuping Lu отметил, что эти количественные данные о механизмах предоставляют чрезвычайно ценные экспериментальные обоснования для компаний-разработчиков коммерческих перспективных реакторов при оптимизации проектирования и предотвращении теплогидравлической двухфазной гидродинамической неустойчивости. Данное исследование финансируется в рамках программы перспективных реакторных технологий (Advanced Reactor Technologies Program) Управления ядерной энергетики Министерства энергетики США (DOE-NE).