ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Карташов К.В.

Организация

АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Карташов К.В. – помощник генерального директора по развитию ПСР, к.т.н., АO «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249030, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко 1. Тел.: (484) 399-81-83; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра.

Аннотация

Представлены результаты комплексного нейтронно-физического и теплогидравлического расчета для двухходовой активной зоны экспериментального реактора ВВЭР-СКД-30. В качестве топлива рассмотрены: двуокись урана и обедненный уран (ОУ) обогащенный энергетическим плутонием, полученным из ОЯТ ВВЭР. Первоначально проведен расчет нейтронно-физических характеристик сектора активной зоны по программе ACADEM. На втором этапе полученные данные использованы в качестве входных для программы SUP (supercritical pressure), предназначенной для укрупненного расчета теплогидравлических характеристик активной зоны реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В результате получены средние по сечению ТВС теплогидравлические параметры для сектора активной зоны. На заключительном этапе по программе MIF-SCP проведен детальный анализ теплогидравлических характеристик в каналах наиболее энергонапряженных ТВС. Результаты нейтронно-физического и теплогидравлического расчетов показывают, что при одинаковых геометрических характеристиках число ТВС в активной зоне с MOX топливом меньше, чем с UO2 топливом, соответственно, меньше и диаметр активной зоны. При использовании MOX топлива распределение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны более равномерное. Максимальная температура теплоносителя при использовании UO2 топлива для периферийной зоны – 440°С, для центральной зоны – 640°С, при использовании MOX топлива для периферийной зоны – 430°С, для центральной зоны – 540°С.

Ключевые слова
экспериментальный реактор, активная зона, нейтронно-физический расчет, теплогидравлический расчет, поканальный код, температура, номинальный режим, сверхкритические параметры воды, центральная зона, периферийная зона, каналы наиболее энергонапряженных ТВС

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 536.24.621.039

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 3, 3:12