Гордеев С.С.1, Сорокин А.П.2, Денисова Н.А.2
Температурный режим активной зоны реакторов на быстрых нейтронах, близкий к предельному, воздействие массы факторов выдвигают высокие требования к ее теплофизическому обоснованию. Основными факторами являются распределение геометрических параметров, энерговыделения, расхода, интенсивность межканального и межпакетного обмена, неопределенность в значениях параметров и их изменение в процессе эксплуатации реактора. Формоизменение активной зоны в процессе кампании носит сложный характер. Наряду с систематическими отклонениями параметров наблюдаются случайные отклонения. Имеющиеся данные позволяют описать распределение геометрических параметров в формоизмененных ТВС. Для снижения уровня и выравнивания неравномерностей температуры необходима оптимизация параметров периферийной зоны ТВС. Деформация вытеснителей обусловливает температурные режимы периферийных твэлов, близкие к варианту геометрии компактного пучка. Формоизменение твэлов и чехла ТВС в процессе кампании может явиться одним из наиболее значительных факторов формирования температурного поля в ТВС. Типичные, значительные деформации ТВС в процессе кампании в области центра активной зоны не приводят, как правило, к росту уровня температуры оболочки твэлов свыше 650°С, максимальной азимутальной неравномерности температуры твэлов свыше 100°С. Неравномерное энерговыделение твэлов в поперечном сечении ТВС приводит к росту уровня максимальной температуры твэлов и максимальной азимутальной неравномерности температуры твэлов. Межпакетная протечка и межпакетный теплообмен обусловливают изменение температурного режима периферийных твэлов. Воздействие всех факторов приводит к перегреву оболочки твэлов на 10–20 % от подогрева в ТВС для номинальных условий и до 50–100 % от среднего подогрева в ТВС для формоизмененных ТВС, что требует проведения термомеханических расчетов. Значительным фактором формирования температурных полей в ТВС является межканальный обмен. Теплофизическое обоснование режимов ТВС активной зоны реакторов на быстрых нейтронах должно осуществляться с учетом изменения различных параметров, включая формоизменение ТВС в процессе кампании.
1. Асмолов В.Г., Зродников А.В., Солонин М.И. Инновационное развитие ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2007, т. 103, вып. 3, с. 147–155.
2. Говердовский А.А., Калякин С.Г., Рачков В.И. Альтернативные стратегии развития ядерной энергетики в XXI веке. Теплоэнергетика, 2014, № 5, с. 3–10.
3. 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.
4. Berhard A., Van Dorssebaere J.P., Durance S.P. Experimental Validation of the Harmonic Code. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 3/2, p. 17.
5. Barnes W.D. A Review of the U.K. Core Mechanics Experimental Programme. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no 3/1, pp. 16.
6. Liebe R., Will H., Zehlein H. Mechanical Response of LMPBR Core Under Transient Pressure Loading. Transactions of the American Nuclear Society, 1984, vol. 46, pp. 539-542.
7. Liebe R. Subassembly Experiments and A Computer Code to Analyze the Dynamic Code Deformation During Local Failure Propagation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no. 3, pp. 353-371.
8. Bentel H., Liebe R., Will H., et. al. Transient Deformation of LMFBR Cores due to Local Failure: Experimental and Theoretical Investigation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no 3, pp. 381-410.
9. Shield J.A. Bow in Experimental Breeder Reactor II Reflector Subassemblies. Nuclear Technology, 1981, vol. 52, no. 2, pp. 214-226.
10. Прошкин А.А., Лихачев Ю.И., Тузов А.Н. и др. Анализ экспериментальных данных об изменении формы ТВС быстрых реакторов. Атомная Энергия, 1981, т. 50, вып. 4, с. 13-17.
11. Паршин A.M. Структура и радиационное распухание сталей и сплавов. М.: Энергоатомиздат, 1983.
12. Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В. Реакторы на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1985.
13. Dutbie J.C., Perrin R.C., Adamson J. Development and Application of the CRAMP Code for Fast Reactor Core Assessment. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 2/3, pp.8.
14. Sutherland W.H. Calculation Methods for Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 2/2, pp. 43.
15. Nakagawa M. ARKAS: A Three-Dimentional Finite Element Code for the Analysis of Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Corporated Limited, 1984, no. 1/2, pp. 12.
16. Heinecke J. Overview of the Design of Core Restraint Systems. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow. England. National Nuclear Corporated Limited, 1984, no. 1/2, pp. 12.
17. Лихачев Ю.И., Вашляев Ю.Н., Кравченко И.Н. Метод расчета усилий взаимодействия и деформации ТВС активной зоны быстрого реактора с учетом органов СУЗ и расхолаживания реактора. Препринт ФЭИ-1087. Обнинск, 1980.
18. Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика теплогидравлического расчета температурных режимов ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров в процессе кампании. Атомная энергия, 2017, т. 122, вып. 1, с. 17-25.
19. Erbacher P.J. Cladding Tube Deformation and Core Emergency Cooling in a Loss of Coolant Accident of a Pressurized Water Reactor. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 103, no 1, pp. 55-64.
20. Багдасаров Ю.Е. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1969.
21. Уолтерс А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986.
22. Жуков А.В., Ушаков П.А., Сорокин А.П. и др. Методы и программы теплогидравлического расчета сборок твэлов быстрых реакторов. Прага: Центр Ядерных Исследований, 1987.
23. Букша Ю.К. Международное совещание по опыту и прогнозированию поведения активной зоны быстрых реакторов с учетом формоизменения ТВС. Атомная энергия, 1985, т. 59, вып. 6, с. 453-455.
24. Kallnowski J.E., Banmgartner A.J. Reactor Assembly Bowing Predictions for Various Alley Classes. Transactions of the American Nuclear Society, 1981, vol. 38, no 1, pp. 301.
25. Джадд А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1984.
26. Тихомиров Б.Б., Поплавский В.М. Влияние статистических характеристик пучка твэлов ТВС на оценку температурного режима активной зоны быстрого натриевого реактора. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 2, с. 128-139.
27. Miki К. Deformation Analysis of Fuel Pins within the Wire-Wrap Assembly of an LMFBR. Nuclear Engineering and Design, 1979, vol.52, no. 3, pp. 371-382.
28. Sha W.T., Marr W.W. Effect of Stainless-Steel Swelling on Thermal-Hydraulic Core Performance. Transactions of the American Nuclear Society, 1972, vol. 15, no 1, pp. 327-328.
29. Ohmae К., Morino A., Nakao N. et. al. Channel Deformation Analysis for Fast Reactor Fuel Assemblies Undergoing Swelling and Thermal Bowing. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 23, no. 3, pp. 309-320.
30. Hishida H. Detailed Design Consideration on Wire-Spaced LMPBR Fuel Subassemblies Under the Effects of Uncertainties and Non-Nominal Geometries. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGPR/29. IAEA. Vienna. 1979, pp. 29-58.
31. Marbach J. Comportement d'un Faisceau d'aiguilles Phenix sour irradiation. Irradiation Behaviour of Mettallic Materials for Fast Reactor Gore Components. France, 1979, pp. 297-301.
32. Rousseau J., Boutard J.L., Courtois G. Deformation des Aiguilles Avec Pil Expaceur en Presence de Conflement et de Pluage D'irradiation. Irradiation Behavior of Metallic Materials for Fast Reactor Core Components. France, 1979, pp. 291-296.
33. Тихомиров Б.Б., Савицкая Л.В., Поплавский В.М., Сорокин А.П. Модели статистического учета радиационного формоизменения конструкционных материалов в расчете температурного режима ТВС быстрых реакторов. Труды французско-советского семинара «Вопросы теплогидравлики активной зоны быстрых реакторов». Франция, 1986.
34. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А. и др. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. М.: Атомиздат, 1975.
35. Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Мантлик Ф., Гейна Я., Щмид Й., Щульц В., Кретт В. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1985.
36. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Теплосъем в активных зонах быстрых реакторов. Атомная Энергия, 1986, т. 58, вып. 4, с. 226-232.
37. Рачков В.И., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлические исследования жидкометаллических теплоносителей в ядерных энергетических установках. Теплофизика высоких температур, 2018, № 1, с. 121-136.
38. Hoffmann Н., Hoffmann F., Rehme К. Status of the LMFBR Thermo- and Fluid-Dynamic Activities at KFK. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, 1979, pp. 82-106.
39. Gnadt P.A., Carbajo J.J., Dearing J.P., et. al. Sodium Boiling Experiments in the Thors Facility. Nuclear Engineering and Design, 1984, vol. 82, no. 1-3, pp. 241-280.
40. Markley R.A. Status of Core Thermо-Hydraulic Development in the USA. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 76-81.
41. Chiu C., Todreas N. et. al. Experimental Techniques for Liquid Metal Cooled Fast Breeder Reactor Fuel Assembly Thermal/Hydraulic Test. Nuclear Engineering and Design. 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 253-270.
42. Engel F.G., Minushkin B., Atkins R.J., et. al. Characterizations of Heat Transfer and Temperature Distributions in an Electrically Heated Model of an LMFBR Blanket Assembly. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 335-347.
43. Levis A.E., Wantland J.L. A Study of the Reproducibility of Data from Steady-State Tests in Simulated Liquid-Metal Fast Breeder Reactor Fuel Assemblies. Nuclear Technology, 1984, vol. 67, no. 2, pp. 132-148.
44. Mijaguchi K., Takahashi J. Thermal-Hydraulic Experiments with Simulated LMFBR Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 58-75.
45. Betts C., Mc Areavey C.G. A Review of Theoretical and Experimental Studies underlying the Thermal-Hydraulic Design of Fast Reactor Fuel Elements. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 7-22.
46. Khairallah A., Leteinturier D., Skok J. Status of Thermohydraulic Studies of Wire-Wrapped Bundles. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 23-28.
47. Menant В., Basque G., Grand D. Theoretical Analysis and Experimental Evidence of Three Types of Thermohydraulic Incohorency in Undisturbed Cluster Geometry. Thermodynamics FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 134-151.
48. Leteinturier D., Cartier L. Theoretical and Experimental Investigations of the Thermohydraulics of Deformed Wire-Wrapped Bundles in Nominal Flow Conditions. Thermodynamics FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 254-260.
49. Weber G., Cornet G. Thermohydraulic Characteristics of SNR-Fuel Elements. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IWGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 202-215.
50. Falzetti, Meneghello S., Pezzilli M. Steady-State Thermohydraulic Studies in Seven-Pin Bundle Out-of-Pile Experiments: Nominal and Distorted Geometry Tests. Thermodynamics of FBR Fuel Subassemblies under Nominal and Non-Nominal Operating Conditions. IEGFR/29. Vienna, IAEA, 1979, pp. 261-273.
51. Мантлик Ф. Современное состояние вопросов динамики натрия в активных зонах быстрых реакторов. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984, т. 1, с. 14-22.
52. Шульц В. Экспериментальное исследование температурных полей в кассете быстрого реактора с поврежденной геометрией пучка. Гидродинамика и теплопередача в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторах с натриевым теплоносителем. Прага: ЧСКАЭ, 1984, т. 1, с. 159-173.
53. Грязев В.М., Асеев Н.А., Маркин С.А. и др. Расчетно-экспериментальные исследования теплофизики и гидродинамики пакетов активной зоны реактора БОР-60. Теплофизика и гидродинамика активной зоны и парогенераторов для быстрых реакторов. Прага: ЧСКАЭ, 1978, т. 1, с. 182-209.
54. Sorokin A.P., Efanov A.D., Yuriev Yu.S., Zhukov A.V., Ushakov P.A., Bogoslovskaya G.P. Methods and codes for modeling thermohydraulics of fast reactor core subassemblies under nominal and non-nominal operation conditions. LMFR core thermohydraulics: Status and prospects. Vienna, IAEA, 2000.
55. Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяющих элементов. Жидкие металлы. М.: Атомиздат, 1967. C. 137-148.
56. Жуков А.В., Кудрявцева Л.К., Свириденко Е.Я. и др. Экспериментальное исследование на моделях полей температуры тепловыделяющих элементов. Жидкие металлы. М.: Атомиздат, 1967. C. 170-194.
57. Субботин В.И., Ушаков П.А., Жуков А.В. и др. Температурные поля твэлов активной зоны реактора БОР. Атомная Энергия, 1970, т. 28, вып. 6, с. 489-490.
58. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Температурные поля и теплоотдача в периферийных зонах шестигранных кассет твэлов быстрых реакторов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Реакторостроение, 1977, вып. 4 (18), с. 5-8.
59. Жуков А.В., Казачковский О.Д., Матюхин Н.М. и др. Интенсификация тепломассообмена в ТВС быстрых реакторов с встречными проволочными навивками. Атомная Энергия, 1985, т. 58, вып. 5, с. 325-331.
60. Feldmann S.E., Gillette J.L., Schmitt R.C., Sha W.T. Thermal-Hydraulic Analysis of the XX07 Instrumented SBR-II Subassembly using TH13D. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 22, no. 1, pp. 589-590.
61. Betten P.R. Comparison of XX08 Steady State Temperature Measurements with. Analytical Predictions. Transactions of the American Nuclear Society, 1978, vol. 30, no. 1, pp. 528-529.
62. Chuang M.C., Kothmann R.E., Pechersky M.J., Markley R.A. Cladding Circumpherential Hot Spot Factor for Fuel and Blanket Rods. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 1, pp. 21-28.
63. Jankus V.Z., Weeks R.W. LIFE-II-A Computer Analysis of Fast Reactor Fuel Element Behavior as a Function of Reactor Operating History. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 18, no. 1, pp. 83-96.
64. Harbourne B.L., et. al. Development of CYGRO-F for Fuel Rod Behavior Analysis. Nuclear Technology, 1972, vol. 16, pp. 156.
65. Полянин Л.Н. Влияние перекосов энерговыделения и неравномерности теплообмена на температурное поле тепловыделяющего стержня. Инженерно-физический журнал, 1973, т. 24. № 6, с. 1118-1123.
66. Moreno P., Liu J., Khan E., Todreas N. Steady-State Thermal Analysis of FWR's by a Simplified Method. Transactions of the American Nuclear Society, 1977, vol. 26, no. 1, pp. 465-466.
67. Duponi J.M., Ginier R., Sallement R., Poyot J., Ratier J.L. L'Element Combustible du reactour Phenix. Peaceful Uses of Energy. Geneva, 1971, vol. 4.
68. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Номофилов Е.В. и др. Температурные поля в нестандартных и деформированных решетках твэлов быстрых реакторов. Теплофизика и гидродинамика активной зоны и парогенераторов для быстрых реакторов. Прага: ЧСКАЭ, 1978, т. 1, с. 132-145.
69. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Влияние деформации решетки на температурные поля и теплоотдачу твэлов характерных зон модели кассеты твэлов быстрого реактора. Препринт ФЭИ-979. Обнинск, 1980.
70. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Экспериментальное исследование влияния деформации решетки на температурные поля периферийных твэлов. Теплофизические исследования. Обнинск, ОНТИ ФЭИ, 1980. C. 27-37.
71. Moller R., Tschoke Н. Steady-State Local Temperature Fields with Turbulent Liquid Sodium Flow in Nominal and Disturbed Bundle Geometries with Spacer Grids. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 1-3, pp. 59-70.
72. Vegter B.J., Roidt R.M., Pecheraky M.S. et. al. Effect of Rod Bowing on the Subchannel Flow Rate in a Model Reactor Rod Bundle. Transactions of the American Nuclear Society, 1980, vol. 35, no. 2, pp. 585-587.
73. Carelli M.D., Bach C.W. Thermal-Hydraulic Analysis for CRBRP Core-Restraint Design. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 21, no. 1, pp. 393-395.
74. Sha W.T., Schmitt R.C. A Model to Account for by pass-Fluid and Inter-Fuel Assembly Heat Transfer. Transactions of the American Nuclear Society, 1975, vol. 22, no. 1, pp. 575-576.
75. Ihle P. Heat Transfer on Rod Bundles with Severe Clad Deformations. Nuclear Science and Engineering, 1984, vol. 88, pp. 206-219.
76. Chang L.K. The Preduction of Temperature Distribution of a Subassembly Including Interassembly Heat Transf. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 42, no. 2, pp. 223- 236.
77. Moreno P., Lin L., Khan E., et. al. Steady State Thermal Analysis of FWR's by a Simplifier Method. Transactions of the American Nuclear Society, 1977, vol. 28, no. 1, pp. 465-466.
78. Chen B.C., Todreas E. Prediction of the Coolant Temperature Field in a Breeder Reactor Including Interassembly Heat Transfer. Nuclear Engineering and Design, 1975, vol. 35, no. 3, pp. 423-440.
79. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Свириденко Е.Я. Поля температуры в деформированных решетках твэлов быстрых реакторов с равномерными и неравномерными тепловыми нагрузками. Препринт ФЭИ-9014. Обнинск, 1979.
