Архив статей журнала
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.
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.