Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Đặc điểm của chế độ nước-hóa học của mạch I và các vấn đề vận hành thiết bị trong các đơn vị phản ứng của tàu phá băng hạt nhân
Tóm tắt
Phân tích kinh nghiệm thu được trong việc vận hành các tàu phá băng hạt nhân, những đặc điểm trong việc vận hành thiết bị của mạch đầu tiên, và tổ chức chế độ nước-hóa học cho thấy mối quan hệ giữa hàm lượng khí cao trong chất làm mát và các vấn đề đảm bảo hoạt động đáng tin cậy của thiết bị. Mô hình không gian về chuyển khối lượng của bọt hơi-khí trong bộ sinh hơi SG-28 trong quá trình dập tắt đã xác nhận khả năng hình thành một lớp đệm khí trong vùng đứng yên của SG. Sự gia tăng đột ngột về hàm lượng thể tích của hydro trong quá trình chuyển từ pha lỏng sang pha khí của chất làm mát nước giải thích sự hydro hóa dị thường trong vùng hàn số 62 trên ống của các bộ sinh hơi thiết kế AO SKBK. Cách tiếp cận đa quy mô, đa vật lý trong việc thực hiện các tính toán dựa trên việc sử dụng thích ứng các mã tính toán khác nhau tương ứng với mức độ chi tiết phân tích cần thiết. Bốn mô hình tính toán đã được phát triển—mô hình chung dựa trên mã Relap5 và ba mô hình cho mã CFD. Một sơ đồ kết hợp mã ngoại tuyến đã được sử dụng. Trong khuôn khổ của nó, một sự phân rã nhất quán của vấn đề chung thành các miền tính toán đã được thực hiện; các mô hình thích hợp cho chúng đã được sử dụng, và tổ chức trao đổi thông tin giữa các mô hình dựa trên các điều kiện ban đầu và biên. Phân tích các điều kiện vận hành và bản chất của quá trình truyền khối lượng của bọt hơi-khí, xét đến các quy luật của sự phân đoạn của chúng, xác nhận khả năng xâm nhập vào khu vực hoạt động trong các điều kiện quá độ. Sự hiện diện của oxy trong các bọt hơi-khí thay đổi đáng kể môi trường ăn mòn và có thể gây ra ăn mòn hạt dạng nốt trên các vỏ zirconium. Để giảm đáng kể hàm lượng các khí không ngưng tụ trong chất làm mát của mạch đầu tiên, đã đề xuất nghiên cứu khả năng sử dụng bộ nén thể tích hơi thay vì bộ nén khí trong các dự án tiềm năng của các nhà máy điện hạt nhân (NPP) vận tải.
Từ khóa
#tàu phá băng hạt nhân #chế độ nước-hóa học #chất làm mát #khí không ngưng tụ #ăn mòn zirconiumTài liệu tham khảo
OST 95.10002-95. Water Quality Standards for the First and Third Circuits of the Reactor Unit of the Vessels of the Department of Maritime Transport of the Russian Federation with KLT-40 Water–Water Reactor (Minatom RF, Moscow, 1995).
A. I. Kasperovich, I. V. Bychkov, and V. K. Shiryaev, “Gas displacement and gas evolution in the first circuit of a water–water reactor,” Sov. At. Energy 36, 487–490 (1974).
P. Cohen, Water Coolant Technology of Power Reactors (Gordon and Breach, New York, 1969; Atomizdat, Moscow, 1973).
S. A. Kabakchi, A. V. Luzakov, D. S. Urtenov, E. A. Katanova, I. A. Gasai, and A. E. Verkhovskii, “Evaluation of the corrosion state of equipment of the first circuit of transport nuclear reactors using the parameters of water chemistry,” Therm. Eng. 66, 183–188 (2019). https://doi.org/10.1134/S0040601519030030
Yu. A. Kalaida, Yu. D. Katkov, V. A. Kuznetsov, A. Yu. Lastovtsev, A. I. Lastochkin, and V. S. Sysoev, “Solubility of nitrogen in water,” Sov. At. Energy 48, 102–106 (1980).
V. P. Baranenko, V. S. Sysoev, V. I. Fal’kovskii, V. S. Kirov, A. I. Piontkovskii, and A. I. Musienko, “The solubility of nitrogen in water,” Sov. At. Energy 68, 162–165 (1990).
V. S. Sysoev, “On the solubility of the working fluid in the coolant pressurizer system of the primary loop, steam generating units, and water-cooled water-moderated reactor,” Sov. At. Energy 26, 529–531 (1969).
P. V. Bychkov and A. I. Kasperovich, “Gas evolution in the first loop of a water-cooled, water-moderated reactor with gas volume compensators,” Sov. At. Energy 28, 180 (1970).
Yu. F. Bodnar’, “Gas evolution in the primary loop of a pressurized-water reactor with gas volume compensators,” Sov. At. Energy 31, 864–866 (1971).
RELAP5/MOD3.3. Code Manual, NUREG/CR–5535/, Rev. P3, Vol. 1–5 (U. S. Nuclear Regulatory Commission, Washington, DC, 2003).
G. P. Kobylyanskii and A. E. Novoselov, Radiation Resistance of Zirconium and Its Alloys. Handbook on Reactor Materials Science, Ed. by V. A. Tsykanov (Nauchno-Issled. Inst. At. Reakt., Dimitrovgrad, 1996) [in Russian].
V. E. Karnaukhov, V. S. Ustinov, D. S. Urtenov, Yu. B. Vorob’ev, Yu. B. Zudin, and M. L. Lukashenko, “Features of mass transfer of noncondensable gases by primary coolant of nuclear icebreaker reactors,” At. Energy (N. Y., NY, U. S.) 127, 77–82 (2019).
J. O. Hinze, “Fundamentals of the hydrodynamic mechanism of splitting in dispersion processes,” AIChE J. 1, 289–295 (1955).
J. F. Walter and H. W. Blanch, “Bubble break-up in gas–liquid bioreactors: Breakup in turbulent flows,” Chem. Eng. J. 32, B7–B17 (1986). https://doi.org/10.1016/0300-9467(86)85011-0
R. P. Hesketh, T. W. F. Russell, and A. W. Etchells, “Bubble size in horizontal pipelines,” AIChE J. 33, 663–667 (1987).
T. Hibiki, M. Ishii, and Z. Xiao, “Axial interfacial area transport of vertical bubble flows,” Int. J. Heat Mass Transfer 44, 1869–1888 (2001). https://doi.org/10.1016/S0017-9310(00)00232-5
M. E. Shawkat, C. Y. Ching, and M. Shoukri, “Bubble and liquid turbulence characteristics of bubbly flow in a large diameter vertical pipe,” Int. J. Multiphase Flow 34, 767–785 (2008). https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2008.01.007
D. Lucas, E. Krepper, and H. M. Prasser, “Development of co-current air-water in a vertical pipe,” Int. J. Multiphase Flow 31, 1304–1328 (2005). https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2005.07.004
V. I. Polunichev and A. F. Filimonov, “Possible ways to increase the lifespan of active zones with zirconium-based fuel cells for prospective reactor units of ships and small nuclear power plants,” Tr. NGTU, No. 4 (127), 104–112 (2019).