Выполнен анализ проектной аварии с блокировкой проходного сечения отдельной тепловыделяющей сборки быстрого реактора с натриевым теплоносителем. Получены времена плавления оболочки и топливного сердечника твэла с учетом выпаривания натрия, перемещения расплавленной оболочки, затвердевания ее материала на более холодных участках твэла и повторного плавления образующихся твердых корок. Получены времена плавления стенок чехлов ТВС в зависимости от различных параметров. Получена глубина проплавления конструкций под активной зоной тепловыделяющей массой из расплава топлива с остаточным уровнем тепловыделения при разной теплоотдаче к окружающим ТВС. Анализ показал, что проектный предел при данной аварии выполняется. Срабатывание аварийной защиты по сигналу системы контроля герметичности оболочек твэлов ограничит аварию пределами одной аварийной ТВС – проектным пределом повреждения твэлов.
Analysis of the design-basis accident with blockage of Liquid Metal Fast Reactor individual assembly is executed. The melting times of pin cladding and fuel are received in view of evaporation of sodium, molten cladding relocation, freezing of its material on more cold pin sites and repeat frozen crust melting. The melting times of the wrapper tubes are received depending on various parameters. The depth of melting front for structures under the core of fuel melt heat-generating mass with a residual heat generation level is received for different factors of heat transfer to adjacent FAs. Analysis showed that design limit under this accident is executed. The emergency protection actuation by fuel failure detection system signal will limited the accident within one damaged FA – by design pins failure limit.
1. Власичев Г.Н., Комплекс программ расчета аварийных процессов с плавлением внутрикорпусных материалов быстрого реактора / Г.Н. Власичев // Атомная энергия. – 1994. – т. 76. – вып. 6. – с.459–465.
2. Власичев Г.Н., Расчетная модель расплавления твэла с учетом перемещения расплавленной оболочки в активной зоне реактора БН при запроектной аварии // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2001. – № 3. – c.20–30.
3. Усынин Г.Б., Анализ условий ограничения области плавления материалов активной зоны РБН при максимальной проектной аварии / Г.Б. Усынин, Ю.И. Аношкин, Г.Н. Власичев, А.И. Кирюшин. // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. – 1987. – вып. 2. – с.14–20.
4. Федеральные нормы и правила в области использования атомной энергии. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций ОПБ‑88/97: НП‑001‑97 (ПНАЭ Г‑1‑011‑97): введ. 01.07.98. // Атомная энергия. – 1997. – т. 83. – вып. 6. – с.469–497.
5. Швецов, Ю.Е. Расчетный анализ эффективности контроля повреждений твэлов с помощью секторной системы «КГО» / Ю.Е. Швецов // В кн.: Теплогидравлические аспекты безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах: Материалы Российской межотрасл. конф. «Теплофизика-2005». т. 1. Тез. докл. – Обнинск, 16–18 ноября 2005 г. – Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ, 2005. – с.44–45.
6. Kayser, G. Main SCARABEE Lessons and Most Likely Issue of the Sub-assembly Blockage Accident / G. Kayser, G. Berthoud, K. Schleisiek et al. – Sodium Cooled Fast Reactor Safety: Proc. of an International Topical Meeting. – Obninsk, Russia, October 3–7, 1994. – Obninsk, 1994. – Vol. 2. – p.2/146–2/155.
7. Papin, J. The SCARABEE Total Blockages Test Series: Synthesis of the Interpretation / J. Papin, J. Mac dougall, R. Sesny [et al.] // Proc. of 1990 Int. Fast Reactor Safety Meet., Snowbird, 12–16 August 1990. – ANS, 1990. – Vol. 1. – p.367–376.
8. Vlasichev, G.N. Calculation Model of Molten Materials Movement Following LMFR Fuel Assemblies Meltdown / G.N. Vlasichev, A.I. Kiryushin, N.G. Kuzavkov // In: Eighth International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics (NURETH‑8), Kyoto Japan, September 30 – October 4, 1997. – p.1365–1371.