Актуальные вопросы моделирования теплогидравлических процессов в реакторах на быстрых нейтронах (2024)
Представлены результаты исследований процессов гидродинамики и теплообмена в реакторах на быстрых нейтронах. Анализируются данные по турбулентному переносу импульса в пучках стержней. Показано, что интенсификация турбулентного переноса импульса в каналах пучков стержней обусловлена крупномасштабным турбулентным переносом импульса (вторичными токами). Объясняется интенсификация межканального турбулентного обмена в тесных решетках стержней. Получена зависимость для коэффициентов неподобия вынужденного проволочной навивкой межканального конвективного обмена массой, импульсом и энергией в пучках стержней. Изложены методики и результаты численного моделирования статистических характеристик теплогидравлики в тепловыделяющих сборках твэлов с использованием метода Монте-Карло, а также термомеханического анализа сборок твэлов в процессе кампании. Изложены результаты моделирования на водяной модели полей температуры и структуры движения теплоносителя в первом контуре реактора в различных режимах. Выявлена устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры реактора над боковыми экранами. Показано, что процесс кипения щелочных жидких металлов в тепловыделяющих сборках твэлов характеризуется устойчивыми и пульсационными режимами, кризисом теплообмена. Показано согласие результатов экспериментального и численного моделирований. Построена картограмма режимов течения двухфазного потока щелочных жидких металлов в сборках твэлов. Анализируются влияние шероховатости поверхности твэлов на процесс кипения и теплоотдача при кипении жидких металлов. Показано длительное охлаждение тепловыделяющей сборки с «натриевой полостью» над активной зоной реактора в аварийных режимах с кипением жидких металлов. Сформулированы задачи дальнейших исследований.
Идентификаторы и классификаторы
Процессы гидродинамики, массо- и теплообмена и свойства теплоносителей оказывают значительное влияние на нейтронно-физические характеристики реактора, процессы
коррозии, надежность и безопасность реакторной установки. Недооценка теплофизических проблем отражается на решении этих актуальных задач.
Теплофизическое обоснование разрабатываемых АЭС и ЯЭУ потребовало создания
соответствующей экспериментальной базы, разработки специального оборудования и новых методов экспериментального и расчетного моделирования протекающих процессов
[1–3].
Список литературы
- Теплофизическая стендовая база атомной энергетики России и Казахстана /Под ред. В.А. Першукова, А.В. Архангельского, О.Е. Кононова, А.П. Сорокина. – Саров: ФГУП «РФЯЦ – ВНИИЭФ», 2016. – 160 с.
- Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Рачков В.И., Сорокин А.П., Черноног В.Л. Научная школа ГНЦ РФ – ФЭИ «Теплои массоперенос, физическая химия и технология теплоносителей в энергетических системах». / Научно-технический сборник «Итоги научно-технической деятельности института ядерных реакторов и теплофизики за 2014 год» /Под общей редакцией А.П. Сорокина, А.А. Труфанова, Т.Н. Верещагиной. – Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ. – 2015. – С. 24 – 51.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Физическое моделирование процессов гидродинамики и теплообмена в ЯЭУ с жидкометаллическими теплоносителями. // Теплоэнергетика. – 2019. – No 8. – С. 1 – 9. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363619080095
- Рачков В.И., Арнольдов М.Н., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Логинов Н.И., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. Использование жидких металлов в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях. // Теплоэнергетика. – 2014. – No 5. – С. 20–30. DOI: https://doi.org/10.1134/ S0040363614050087
- Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. // Атомная энергия. – 2016. – Т. 120. – Вып. 4. – С. 183 – 191. Электронный ресурс: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t120-4_2016/p183/ (дата доступа 15.03.2024).
- Субботин В.И., Ибрагимов М.X., Ушаков П.А., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). – М.: Атомиздат, 1975. – 406 с.
- Ибрагимов М.X., Субботин В.И., Бобков В.П., Сабелев Г.И., Таранов Г.С. Структура турбулентного потока и механизм теплообмена в каналах. – М.: Атомиздат, 1978. – 296 с.
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Денисова Н.А. Гидродинамика турбулентных потоков в ТВС быстрых реакторов (поле скорости и микроструктура турбулентности). // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. – 2021. – No2. – С. 139–166. DOI: https://doi.org/10.55176/2414-1038-2021-2-139-166
- Nijsing R., Eifler W. Temperature Fields in Liquid-Metal-Cooled Rod Assemblies. // Progress in Heat and Mass Transfer. – 1971. – Vol. 7. – PР. 115 – 149.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Матюхин Н.М., Тихомиров Б.Б., Титов П.А., Михин В.И., Мантлик Ф., Гейна Я., Восагло Л., Червенка Я. Гидродинамические характеристики в ТВС быстрых реакторов: Препринт ФЭИ-1816, Обнинск, 1986. – 68 с.
- Mühlbauer P. et al. Finite Element Analysis of Turbulent Flow on Infinite Rod Bundles // Fourth Int. Top. Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics, NURETH-4, Karlsruhe, 1989. – Vol. 2. – PР. 1307 – 1312.
- Ян A., Цзян С. Турбулентный перенос тепла и количества движения в бесконечной решетке стержней. // Теплопередача. – 1988. – No 2. – С. 36 – 43.
- Neelen N. Modeling of Transport of Momentum in Parallel Turbulent Flow through a Rod Bundle // DrIng, Thesis, TU Braunschweig, Germany, 1986.
- Shimizu Т., Hinokata Н., Shishido Н. Distributed Parameter Analysis for the Prediction on the Pine 5tructure of Flow and Temperature Fields in Wire-Wrapped Fuel Pin Bundle Geometrics // Nuclear Engineering and Design. – 1990. – Vol. 120. – No. 2–3. – PР. 369–383. https://doi.org/10.1016/00295493(90)90387-D
- Reichardt H. Vollständige Darstellung der Turbulenten Geschwindigkeitsvertelung in Glatten Leitungen. // Z. Hath. and Mech. – 1951. – Vol. 31.– Iss.7.– PP. 208 – 219. DOI: https://doi.org/10.1002/zamm.19510310704
- Kjellstrom В. Studies of Turbulent Plow Parallel to Rod Bundles of Triangular Array. // Aktiebolaget Atomenergi. – 1974. – Report AE-487, 191 p. Available at: https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/05/148/5148715.pdf (accessed Mar.15, 2024).
- Ramm H., Johannsen K. Prediction of Local and Integral Turbulent Transport Properties for Liquid-Metal Heat Transfer in Equilateral Triangular Rod Arrays // Journal of Heat Transfer. – 1975. – Vol. 97. – Ser. C. – No. 2. – PP. 238 – 245. DOI: https://doi.org/10.1115/1.3450347.
- Launder B.E., Spalding D.B. The Numerical Computation оf Turbulent Flows // Computation Methods App. Mech. Engrg. – 1974. – Vol. 3. – Iss. 2. – PP. 269–289. DOI: https://doi.org/10.1016/0045-7825(74)90029-2
- Nijsing R. et al. Temperature Fields in Liquid-Metal Cooled Rod Assemblies / Report on the International Heat Transfer Seminar, Trogir, Yugoslavia, 1971, EU/C-1C791/71.
- Булеев Н.И., Зинина Г.А. Корректировка исходных гипотез трехмерной модели турбулентного обмена // ВАНТ. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. – 1981. – Вып. 2(24). – С. 26 – 35.
- Rowe D.S., Chapman С.С. Measurement of Turbulent Velocity, Intensity and Scale in Rod Bundle Plow Channels Containing a Grid Spacer. // BNWL–1737, Washington. 1973.
- Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Анализ бенчмарк-эксперимента по гидравлике и теплообмену в сборке имитаторов твэлов с жидкометаллическим охлаждением. // Атомная энергия. – 2005. – Т. 99. – Вып. 5. – С. 336 – 348. Электронный ресурс: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_ t99-5_2005/p336 (дата доступа 15.03.2024).
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Сорокин Г.А., Денисова Н.А. Моделирование процессов теплои массообмена в ТВС быстрых реакторов в рамках поканального метода расчета. Обобщенные характеристики обмена для однофазных потоков жидких металлов. // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. – 2020. – No 2. – C. 104 – 130. DOI: https://doi.org/10.55176/2414-1038-2020-2-104-130
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. // Атомная энергия. – 1986. – Т.60. – Вып. 5. – С. 317 – 321. Электронный ресурс: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t60-5_1986/p317/ (дата доступа 15.03.2024).
- Кириллов П.Л. Теплообмен в турбулентном потоке. Ч.2. Распределение скорости и температуры. // Атомная энергия. – 2017. – Т. 122. – Вып. 4. – С. 192–203. Электронный ресурс: https://elib. biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t122-4_2017/p192/ (дата доступа 15.03.2024).
- Bogoslovkaya G.P., Cevolani S., Ninokata H., Rinejski A.A., Sorokin A.P., Zhukov A.V. LMFR Core and Heat Exchanger Thermohydraulic Design: Former USSR and Present Russia Approaches. IAEA–TEC-DOC–1060. – Vienna, IAEA, 1999. – 305 р.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов (расчетные программы и практическое приложение). Серия: Физика и техника ядерных реакторов. – Вып. 38. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 225 с.
- Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика расчета температурных режимов твэлов в ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров. // ВАНТ. Сер. Ядерно-реакторные константы. – 2016. – Вып. 4. – С. 116 – 130. Электронный ресурс: http://vant.ippe.ru/archiv/year2016.html (дата доступа 15.03.2024).
- Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Денисова Н.А. Экспериментальные и расчетные исследования гидродинамики и теплообмена в турбулентных потоках жидких металлов в ТВС быстрых реакторов. // ВАНТ. Сер.: Ядерно-реакторные константы. – 2023. – No 2. – С. 132 – 145. Электронный ресурс: https://vant.ippe.ru/year2023/2/thermal-physics-hydrodynamics/2328-10.html (дата доступа 15.03.2024).
- Сорокин А.П., Богословская Г.П., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Исследования влияния радиационного формоизменения ТВС на температурный режим и напряженно-деформированное состояние оболочки твэлов. // Атомная энергия. – 2016. – Т. 120. – Вып. 6. – С. 341 – 346. Электронный ресурс: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t120-6_2016/p341/ (дата доступа 15.03.2024).
- Опанасенко А.Н., Сорокин А.П., Зарюгин Д.Г., Труфанов А.А. Реактор на быстрых нейтронах: экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в различных режимах работы. // Теплоэнергетика. – 2017. – No 5. – С. 1 – 10. DOI: https://doi.org/10.1134/S0040363617050058
- Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Иванов Е.Ф. Особенности теплообмена при кипении жидкого металла в ТВС быстрых реакторов. // Атомная энергия. – 2019. – Т. 126. – Вып. 2. – C. 69 – 76. Электронный ресурс: https://elib.biblioatom.ru/text/atomnaya-energiya_t126-2_2019/p69/ (дата доступа 15.03.2024).
- Yamaguchi K. Flow Pattern and Dryout under Sodium Boiling Conditions. // Nuclear Engineering and Design. – 1987. – Vol. 99. – No. 3. – PP. 247 – 263. DOI: https://doi.org/10.1016/0029-5493(87)90125-7
- Sorokin G.A., Ninokata H., Sorokin A.P., Endo H., Ivanov Eu.F. Numerical Study of Liquid Metal Boiling in the System of Parallel Bundles under Natural Circulation. // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2006. – Vol. 43. – No. 6. – PP. 623 – 634. DOI: https://doi.org/10.1080/18811248.2006.9711142
Выпуск
Другие статьи выпуска
Существует массив экспериментальных данных, подтверждающих особенность поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность. При первом выходе реактора на мощность и возрастании температуры таблетки оксидного топлива растрескиваются из-за значительного температурного градиента. Последующие изменения связаны с накоплением и перераспределением продуктов деления, что проявляется в изменении пористости топливной матрицы и образовании (или увеличении диаметра) центрального отверстия. На основании опубликованных материалов, посвященных исследованию свойств и особенности поведения оксидного топлива в первые часы после выхода реактора на мощность, предложена методика учета изменения пористости оксидного топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки. Выполнено тестирование методики на примере реального эксперимента по перераспределению пористости по радиусу топливной таблетки. Поскольку на величину максимальной температуры топлива наличие и величина внутреннего отверстия топливной таблетки и изменение пористости топливной матрицы оказывают заметное влияние, учет перестройки оксидного топлива в расчетном моделировании работы твэлов под облучением позволяет более корректно оценивать работоспособность твэла в целом. Предложенная методика может быть использована в программах расчета напряженно-деформированного состояния (НДС) твэлов для учета изменения пористости топлива и изменения внутреннего диаметра топливной таблетки.
Проведен расчетный анализ возможности замыкания ядерного топливного цикла по плутонию в реакторе ВВЭР-1200. Определены и проанализированы основные факторы, формирующие необходимость вовлечения плутония в топливный цикл и замыкания топливного цикла. Для формирования топливной композиции рассматривались несколько источников плутония, а именно, плутоний из отработавшего топлива реакторов ВВЭР, БН и РБМК и плутоний высокого качества. Информация о запасах энергетического плутония различного происхождения, в том числе низкофонового плутония, была найдена в открытых опубликованных источниках. Определены качество каждого из видов плутония и их ценность в тепловом спектре реактора. Рассмотрены стратегии однократного, двукратного и многократного вовлечения плутония. Определены недостатки и преимущества каждого из рассматриваемых видов плутония. Определены время выхода на стационарный уровень по плутонию, доля плутония подпитки при выходе на стационарный уровень, потенциал использования плутония и т.д. Проведены оценки по времени выжигания каждого из видов плутония и экономии природного урана, а также предложен вариант дожигания плутония на примере замкнутого топливного цикла реактора ВВЭР-1200.
Представлены результаты расчетов накопления и трансмутации актиноидов в процессе работы теплового реактора c уран-плутониевым МОКС-топливом. Целью является исследование неопределенности при расчетах выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием различных программных комплексов, базирующихся на единой базе ядерных констант. Исследования выполнены на примере расчетов выгорания тестовой модели тепловыделяющего элемента инновационного реактора с регулируемым спектром нейтронов с МОКС-топливом. Расчеты выполнены с использованием программных комплексов MCNP5 и WIMS-D5.Полученные результаты с помощью MCNP5 и WIMS-D5 проанализированы и сопоставлены между собой. В расчетах использованы библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Для программы MCNP5 файлы данных были переработаны в формат АСЕ, а для WIMS-D5 представлены в различных энергетических разбивках в 69-ти и 172-х группах. Расчеты выгорания топлива и накопления минорных актиноидов с использованием программы MCNP5 проведены в комплексе c модулями расчета изотопной кинетики ORIGEN2 и CINDER90. При этом использовались различные библиотеки ядерных данных на основе ENDF/B-VII.1 и РОСФОНД-2020.2. Проведенные расчеты по MCNP5 c модулями ORIGEN2 и CINDER90 показали их согласованность. Для программы WIMS-D5 в сравнении с расчетами по MCNP5 показано, что более надежными являются результаты, полученные в 172-х группах.
Переход БН-800 на полную загрузку смешанным оксидным уран-плутониевым топливом и планы по вовлечению в топливный цикл минорных актинидов привели к увеличению константной составляющей погрешности. С целью минимизации этой составляющей погрешности решено создать унифицированную систему групповых констант, с одинаковой точностью описывающей как урановую загрузку, так и загрузку смешанным оксидным уран-плутониевым топливом. Процесс формирования новой системы групповых констант включил в себя выбор исходных файлов нейтронных данных, обновление данных таблиц основных нейтронных сечений, факторов самоэкранировки и коэффициентов Допплера, а также данных о спектрах деления для основных топливных нуклидов. Проведена оценка методической составляющей погрешности для тестовых моделей активной зоны БН-800. С использованием системы групповых констант БНАБ-РФ22 удалось оценить поправку в 299-групповом расчете, которая составила 0,3%. Ранее при использовании библиотеки БНАБ-93 такой возможности не было ввиду отсутствия преемственности файлов оцененных нейтронных данных и используемых групповых констант. Таким образом, создание унифицированной системы групповых констант позволит минимизировать константную составляющую погрешности и обеспечит более точное описание различных топливных конфигураций активных зон реакторов на быстрых нейтронах.
Представлены результаты многолетнего (1976–2019 гг.) радиоэкологического мониторинга водоема-охладителя Белоярской АЭС. Изучено влияние сбросных технологических вод тепловых (AMБ-100 и AMБ-200) и быстрых (БН-600 и БН-800) реакторов АЭС на содержание техногенных радионуклидов в поверхностных водах, донных отложениях, макрофитах и ихтиофауне Белоярского водохранилища. Показано, что технология производства электроэнергии на Белоярской АЭС, основанная на быстрых реакторах, оказывает гораздо меньшее влияние на поступление техногенных радионуклидов в водную экосистему водохранилища. Представлена долговременная динамика удельной активности 60Co, 90Sr, 137Cs и 3H в основных компонентах водной экосистемы на разном расстоянии от источника сброса радионуклидов. В течение всего периода мониторинговых исследований снижение удельной активности радионуклидов станционного происхождения в поверхностных водах составило 4,3–74,5 раза, в донных отложениях – 10–505 раз, в макрофитах – 13–25800 раз, в ихтиофауне – 1,3 – 44,6 раза. Улучшение радиоэкологического состояния водоема-охладителя произошло в результате остановки эксплуатации тепловых реакторов первой очереди атомной станции (AMБ-100 и AMБ-200), а также за счет распада и перераспределения радиоизотопов из водной фазы в донные отложения и миграции с водным стоком из водохранилища в речную систему. Максимальный сброс техногенных радионуклидов в водохранилище отмечен в период проведения восстановительных и дезактивационных работ, направленных на устранение аварий на тепловых реакторах AMБ-100 и AMБ-200 первой очереди Белоярской АЭС.
Натрий-калиевый сплав находит применение, в основном, в ядерных энергетических установках малой мощности, в том числе космических ЯЭУ. При выборе теплоносителя таких ЯЭУ на первый план выступают не соображения стоимости, а вопросы безопасности, предэксплуатационного хранения, транспортировки и запуска заправленных теплоносителем установок. Обоснование использования определенного теплоносителя в космических ЯЭУ требует тщательного изучения их физико-химических свойств, вида и форм существующих в нем примесей, метода поддержания их качества и т.д. В связи с возникновением новых перспективных направлений применения расплавов щелочных металлов, например, в качестве рабочих тел в датчиках измерения давления, в высокотемпературных тепловых трубах и другом оборудовании, не позволяющем проводить периодическую очистку, требуется обоснование методов тщательной предварительной очистки в обеспечении длительного ресурса эксплуатации. Расплавленные щелочные металлы содержат разнообразные примеси, количество которых зависит от конкретных условий работы жидкометаллического контура. Известны такие источники примесей как примеси, поступающие в исходном металле, загружаемом в контур, примеси в инертных газах, оксидные пленки на внутренних поверхностях конструкционных материалов и газы, проникающие через стенки в процессе эксплуатации. В циркуляционных контурах происходит непрерывный отток компонентов сталей в холодную зону, что приводит к увеличению коррозии. Наиболее неблагоприятное влияние на коррозию конструкционных материалов оказывает кислород, имеющий высокую растворимость в щелочных металлах. В статье приведены данные о методах и средствах контроля примесей в контуре и способах очистки сплава от них.
Представлены результаты расчетно-теоретического исследования гетерогенной системы натрий-кислород-водород в натриевом теплоносителе при поступлении воды. Принимается, что концентрации компонентов в образующейся неравновесной системе перераспределяются в соответствии с законом действующих масс. Разработана методика расчета компонентного состава продуктов реакции при взаимодействии воды с натрием. Рассмотрен массоперенос продуктов реакции воды с натрием в натрии применительно к парогенератору натрий-вода. Получены данные по распределению концентраций компонентов реакции натрий-вода в натрии при разбавлении раствора. Подтверждена возможность проведения исследований пространственного распределения компонентов реакции натрий-вода в межтрубном пространстве парогенератора на изотермических моделях. Предложена модель растворения пузырьков водорода в натрии. Рассчитано изменение концентрации компонентов реакции натрий-вода в натрии по длине парогенератора с учетом образования и растворения пузырьков водорода. Рассмотрено влияние образования взвесей щелочи при взаимодействии воды с натрием на компонентный состав продуктов реакции. Получены значения приращения концентрации кислорода и водорода в натрии в зависимости от величины течи воды в натрий.
Приведены результаты исследований облученных быстрыми нейтронами сплавов V−Fe, полученные с использованием внутреннего трения и электросопротивления с целью выяснения влияния радиационно-стимулированных фазовых превращений, распада твердого раствора замещения и внедрения и радиационно-индуцированной сегрегации железа на вакансионное распухание при изохронных отжигах. Для изучения процессов, протекающих при изохронных отжигах в системе V−Fe, был выбран сплав V+0.65 ат.% Fe. Этот выбор обусловлен тем, что в процессе облучения из твердого раствора этого сплава выходит максимальное количество атомов Fe − 0.54 ат.% − по сравнению с другими сплавами, что составляет 83% по отношению к исходному составу. Особенностью восстановления электросопротивления сплава V+ 0.65 ат.% Fe является присутствие пиков скачкообразного изменения значения электросопротивления в области температур 400−1000°С.
В сплаве V+0.65 ат.% Fe, облученном нейтронами до 1.4 сна при температуре 400°С, при изохронных отжигах в области температур 100−1300°С через 100°С в течение одного часа при остаточном давлении не более 7×10−4 Па найдено, что во всем температурном интервале наблюдается миграция атомов Fe. При отжиге до 500°С наблюдаются распад значительной части радиационно-индуцированных сегрегаций и восстановление твердого раствора замещения; в интервале 500−600°С количество атомов Fe, находящихся в твердом растворе, снижается примерно на 50%, т.е. атомы Fe вновь сегрегируют на дефектах, стабильных в этой области температур. Подобные изменения сохраняются до 1000°С; в интервале температур отжига 1000−1300°С в твердом растворе находится около 0.30 ат.% Fe. Определено изменение электросопротивления облученного сплава, вызванного миграцией атомов Fe в матрице V.
Приводятся результаты сравнения расчетных данных с показаниями приборов контроля течи воды в натрий и гидродинамических параметров во втором натриевом контуре, наблюдавшихся во время инцидента с течью воды в натрий в модуле основного пароперегревателя (ОП) РУ БН-600 19 января 1982 г. Расчеты выполнялись с помощью двух кодов, предназначенных для анализа эффективности системы контроля межконтурной неплотности парогенератора при малых течах (SLEAK) и системы защиты парогенератора и второго контура от превышения давления при больших течах (LLEAK-3C 1.0). Использование двух расчетных кодов позволило смоделировать работу системы защиты парогенератора БН-600 при течи в парогенераторе с учетом ее эволюции.
Результаты расчетного моделирования реального инцидента на РУ БН-600 подтверждают адекватность физико-математических моделей, реализованных в кодах SLEAK и LLEAK-3C 1.0.
Статья посвящена обоснованию безопасности реактора СМ и выполнению программы экспериментальных исследований при пуске после изменения компоновки нейтронной ловушки при модернизации реактора. Рассмотрена концепция изменения центральной замедляющей полости активной зоны уникальной научной установки «Высокопоточный исследовательский реактор СМ-3», позволяющая повысить безопасность реактора и существенно расширить экспериментальный объем нейтронной ловушки. В экспериментах на критической сборке получены основные данные для обоснования безопасности модернизированного реактора. Для обоснования гидропрофилирования активной зоны были определены в активационных экспериментах коэффициенты неравномерности энерговыделения в типовых ячейках активной зоны.
По завершении модернизации выполнена поэтапная загрузка топлива в активную зону и проведены экспериментальные исследования на модернизированном реакторе для уточнения его нейтронно-физических характеристик, важных для безопасности. Выполнены работы по подготовке реактора и его систем к пуску после модернизации, проведена поэтапная загрузка ТВС в активную зону. Проведена проверка чувствительности и стабильности работы каналов контроля новой аппаратуры СУЗ. Расчетно-экспериментальными методами исследованы реактивностные параметры модернизированной активной зоны реактора СМ. Определены значения эффективностей, градуировочные характеристики органов СУЗ, запас реактивности и подкритичность активной зоны. Измерены температурный и мощностной эффекты реактивности, определено значение температурного эффекта реактивности и мощностного коэффициента реактивности, оценены величины стационарного отравления нуклидами 135Xe и 149Sm.
Представлена информация об основных конструкторских решениях, принятых в ходе реализованного в АО «ГНЦ НИИАР» инвестиционного проекта Госкорпорации «Росатом» по модернизации активной зоны исследовательского реактора СМ-3. Основными целями модернизации реактора СМ-3 являлись создание новой активной зоны с улучшенными экспериментальными характеристиками и проведение замены конструкций активной зоны для продления срока эксплуатации реактора. Описаны особенности модернизированной центральной зоны уникальной научной установки – высокопоточного реактора СМ-3, выполнен сравнительный анализ ее характеристик с конструкцией,находившейся в эксплуатации с 1993 по 2019гг. В новой нейтронной ловушке удалось расположить за счет эффективного использования полезного объема 57 ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов для облучения мишеней вместо 27-ми ячеек в старой конструкции за счет исключения из конструкции активной зоны центрального компенсирующего органа (ЦКО) и создания новых органов аварийной защиты с совмещением функций ЦКО. Рассмотрены пути решения проблем, возникавших на всех стадиях реализации проекта, включая демонтаж, транспортировку и размещение на длительное хранение выработавших ресурс элементов, создание новой центральной зоны и ее установку в корпус реактора. Опыт эксплуатации реактора с новой активной зоной подтвердил правильность разработанных технических решений и продемонстрировал эксплуатационную надежность и безопасность эксплуатации реактора СМ-3.
Приведены результаты экспериментов по исследованию осушки разрушенного ОЯТ ВВЭР после хранения во влажной среде с целью обоснования пожаровзрывобезопасности герметичных пеналов с осушенным ОЯТ при транспортировании, хранении и переработке. На этапе выдержки ОЯТ в растворе борной кислоты в экспериментах определены концентрации урана, плутония и удельная активность продуктов деления в растворе модельных пеналов с ОЯТ. Произведена термовакуумная сушка пеналов с ОЯТ и определены параметры осушки (температура, остаточное давление, скорость осушки), выход водорода и активности 85Kr в процессе осушки, а также аэрозольный выход радионуклидов на фильтры системы термовакуумной сушки ОЯТ. Исследовано накопление водорода в герметичном модельном пенале с осушенным ОЯТ вследствие радиолиза гидратированных продуктов коррозии оксидного ОЯТ, а также изучен выход газообразных продуктов деления (ГПД) в объем пенала. Произведена расчетная оценка количества гидратированных продуктов коррозии оксида урана после хранения в водной среде и определен их химический состав после проведения термовакуумной сушки. Полученные данные могут использоваться для обоснования пожаровзрывобезопасности технологии осушки разрушенного влажного ОЯТ и обращения с осушенным ОЯТ при транспортировке и хранении.
Высокопоточный материаловедческий реактор СМ-3 с максимальной плотностью потока нейтронов до 5·1015 с–1× см–2 пущен в эксплуатацию в 1961 г. В период с июля 2019 г. по октябрь 2020 г. была проведена радикальная модернизация реактора с заменой всех внутрикорпусных устройств. Основная научно-техническая идея работ заключалась в кардинальном изменении компоновки активной зоны с двукратным увеличением объема нейтронной ловушки и количества экспериментальных ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов. Фактически модернизация представляла собой создание абсолютно новой конструкции активной зоны реактора СМ-3 со значительно улучшенными экспериментальными характеристиками, позволяющими расширить направления научных и прикладных исследований. Создана новая компоновка активной зоны на основе новых конструкций нейтронной ловушки, рабочих органов, исполнительных механизмов и новой аппаратуры системы управления и защиты реактора. Значительно улучшены экспериментальные характеристики реактора, количество ячеек в нейтронной ловушке возросло с 27-ми до 57-ми, возможность наработки трансплутониевых элементов и радионуклидов высокой удельной активности увеличилась в 1,8 раза Существенно улучшена надежность и безопасность эксплуатации, обеспечено продление срока службы реактора, по меньшей мере, до 2040 г. Описаны основные научно-технические решения, содержание и результаты работ по модернизации реактора СМ-3.
Представлены результаты экспериментального исследования теплофизических свойств водных растворов борной кислоты с добавкой гидроксида калия, используемого для соответствия требованиям водно-химического режима первого контура ВВЭР. Параметры были измерены при давлении P=0,1 МПа в диапазоне температур 25–90°C при следующих концентрациях H3BO3 в растворах: плотность 2,5–150 г/кг H2O, вязкость 2,5–100 г/кг H2O, поверхностное натяжение 2,5–150 г/кг H2O. Описаны основное экспериментальное оборудование и методика проведения исследований. На основании экспериментальных данных получены зависимости теплофизических свойств растворов от концентрации борной кислоты. Выявлены особенности изменения поверхностного натяжения H3BO3 при изменении концентрации и росте температуры раствора борной кислоты с корректирующей добавкой гидроксида калия.
Результаты проведенных исследований позволяют расширить диапазон известных свойств водных растворов борной кислоты и имеют важное прикладное значение для АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения. Полученные экспериментальные данные могут быть использованы для уточнения результатов расчетов аварийных процессов в реакторной установке ВВЭР при работе комплекса пассивных систем безопасности, включающего в себя системы пассивного залива активной зоны, пассивного отвода тепла от парогенератора и гидроемкости третьей ступени.
Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.
Издательство
- Издательство
- ИАТЭ НИЯУ МИФИ
- Регион
- Россия, Москва
- Почтовый адрес
- 249039, Калужская область, городской округ «Город Обнинск», г. Обнинск, тер. Студгородок, д.1
- Юр. адрес
- 115409, г. Москва, Каширское шоссе, д. 31
- ФИО
- Панов Алексей Валерьевич (И.о. директора)
- E-mail адрес
- info@iate.obninsk.ru
- Контактный телефон
- +7 (748) 439369_