Комплекс исследований в поддержку безопасности проекта японского реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (EAGLE)

Проект № 3. 1995–2022 гг. Комплекс исследований в поддержку безопасности проекта японского реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (EAGLE)

Важное место в работах Национального ядерного центра Республики Казахстан в области развития атомной энергии занимают исследования, направленные на доказательство безопасности японского реактора на быстрых нейтронах SFR (Sodium Fast Reactor). За годы деятельности НЯЦ РК реализовал целый ряд проектов, и одним из крупных стал проект EAGLE (Experimental Acquisition of Generalized Logic to Eliminate re-criticalities), реализуемый с 1998 г. совместно с японскими организациями.

Реактор SFR нацелен на выполнение широкого спектра задач в энергетике ближайшего будущего с замкнутым топливным циклом. В его конструкции одной из инновационных особенностей является использование системы выведения расплава материалов активной зоны, обеспечивающей предотвращение образования повторной критичности в аварийной ситуации. Для этого внутри каждой ТВС типа FAIDUS (Fuel Assembly with In-Duct Structure) установлены стальные каналы, обеспечивающие перемещение части расплава за пределы активной зоны. Деление расплава на части снижает вероятность образования повторной критичности. Кроме того, при дальнейшем развитии аварии часть вновь образуемой массы расплава может быть перемещена по трубопроводам стержней регулирования реактора.

Проект EAGLE как раз и направлен на исследование работоспособности систем для перемещения расплавов в ходе аварии. С самого начала работ по проекту обеим сторонам было понятно, что для получения достоверных результатов нужны всесторонние исследования процессов, сопровождающих аварию. Часть из этих исследований была выполнена во внереакторных экспериментах, для получения общей картины необходимы реакторные эксперименты.

Реализация проекта EAGLE проводилась поэтапно:

1996–2006 гг. – Проект EAGLE-1. Экспериментальные исследования для подтверждения реализуемости концепции управляемого перемещения расплавленного топлива из активной зоны через внутреннюю трубу, установленную в ТВС, в нижний пленум быстрого реактора с натриевым теплоносителем (реакторные и внереакторные эксперименты).

2007–2012 гг. – Проведение внутриреакторных исследований возможности контролируемого перемещения расплава активной зоны вверх. Проведение внереакторных экспериментов по изучению фрагментации расплава в бассейне с натрием.

2014 г. – Проект post-EAGLE-2. Проведение технико-экономического обоснования проекта EAGLE-3.

Проведение послеэкспериментальных материаловедческих исследований экспериментальных устройств, испытанных в программах EAGLE-1 и EAGLE-2.

2015–2022 гг. – Проект EAGLE-3. Исследования возможности перемещения топлива по направляющим трубам стержней регулирования системы СУЗ реактора; изучение процессов охлаждения расплава при наличии в нем остаточного энерговыделения, при ограниченном количестве охлаждающего натрия.

Все этапы проекта успешно реализованы, в том числе на сегодняшний день выполнена программа всех внереакторных экспериментальных исследований, предусмотренных проектом EAGLE-3.

В результате проведенных экспериментов были определены: зависимость времени проплавления внутренней трубы от ее толщины, скорость перемещения расплава по этой трубе, подтверждена возможность перемещения расплава в полость под активной зоной реактора. Кроме того, получены экспериментальные данные по физико-химическому составу расплава после взаимодействия его с жидким натрием.

Важной частью всех работ являлись исследования, проводимые после основных экспериментов, как реакторных, так и внереакторных. Большая часть постэкспериментальных исследований проводится на КИР «Байкал-1», оснащенном радиационно-защитной камерой. Результаты работ первой части проекта EAGLE позволили определить рациональный ход последующих исследований. Во внереакторной части исследованы процессы распада струи расплава на выходе сливной трубы и фрагментация расплава в ловушке, в реакторных исследованиях – проведены интегральные демонстрационные эксперименты, в которых показана возможность выведения расплава материалов активной зоны в полость над активной зоной реактора по каналу, заполненному жидким натрием. Проведено два идентичных эксперимента по определению величины теплового потока от расплава стали через стальную стенку канала, заполненного жидким натрием. Различие исходных данных в этих экспериментах обеспечивает высокую достоверность общего результата. В третьей части экспериментальной программы предусмотрено три реакторных эксперимента. Основное внимание уделено исследованиям возможности слива расплава через направляющую трубу стержня регулирования, и исследованиям заключительной фазы тяжелой аварии с перемещением материалов активной зоны в область с ограниченным количеством теплоносителя и его охлаждения при наличии остаточного энерговыделения в расплаве. К настоящему времени проведены два реакторных эксперимента.

Сегодня на КИР ИГР завершена сборка экспериментального устройства и выполняется подготовка к проведению заключительного реакторного эксперимента по исследованию перемещения расплава материалов активной зоны по направляющей трубе, оснащенной демпфером стержня регулирования.