Авторы
Опанасенко А.Н.1, Сорокин А.П.1, Труфанов А.А.1, Денисова Н.А.1, Разуванов Н.Г.3, Свиридов Е.В.2, Беляев И.А.3
Организация
1АО «ГНЦ РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
2 Московский энергетический институт, Москва, Россия
3 Объединенный институт высоких температур Российской академии наук, Москва, Россия
Опанасенко А.Н.1 – – ведущий научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-89-30; e-mail:
Сорокин А.П.1 – заместитель директора отделения безопасности ядерно-энергетических установок, доктор технических наук.
Труфанов А.А.1 – заместитель генерального директора, директор отделения безопасности ядерно-энергетических установок.
Денисова Н.А.1 – ведущий инженер отделения безопасности ядерно-энергетических установок.
Разуванов Н.Г.3 – ведущий научный сотрудник, доктор технических наук.
Свиридов Е.В.2 – доцент, кандидат технических наук.
Беляев И.А.3 – заведующий лабораторией, кандидат технических наук.
Аннотация
Представлены результаты экспериментальных исследований структуры течения, полей температуры и скорости неизотермического теплоносителя на водяных моделях в различных режимах работы применительно к ЯЭУ различного типа. Исследования выполнены на прозрачных моделях трубопроводов первого контура и опускного канала реактора типа ВВЭР, секторной модели верхней камеры быстрого реактора и водяной трехконтурной модели быстрого реактора с интегральной компоновкой оборудования в первом контуре. Измерения локальных скоростей по высоте и радиусу верхней камеры смешения в плоскости по направлению от центра активной зоны к промежуточному теплообменнику в модели реактора на быстрых нейтронах впервые позволили получить пространственную картину поля скорости в объеме верхней камеры при вынужденной циркуляции теплоносителя и аварийном расхолаживании реактора естественной конвекцией. В результате измерений полей скорости и температуры с использованием специально разработанных средств измерений выявлены зоны с устойчивой температурной стратификацией с большими градиентами и пульсациями температуры на границах раздела стратифицированных и рециркуляционных зон. Получены результаты, позволяющие судить об амплитуде и частотных характеристиках пульсаций температуры в этих потенциально опасных областях для различных режимов работы реакторов. Полученные данные могут быть использованы для верификации теплогидравлических кодов, используемых для обоснования проектных характеристик и безопасности ядерных реакторов.
Ключевые слова
экспериментальные исследования, быстрый реактор, бак реактора, экспериментальная водяная модель, интегральная компоновка, верхняя камера, теплогидравлика, локальные характеристики, скорость, температура, стратификация теплоносителя, стационарные процессы, переходные процессы, аварийное расхолаживание, естественная конвекция, неравномерности температуры, пульсации, верификация кодов
УДК 621.039.516.25:621.039.526
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 4, 4:24