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


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

Авторы

Хафизов Р.Р., Сорокин А.П., Труфанов А.А., Иванов Е.Ф., Привезенцев В.В.

Организация

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

Привезенцев В.В. – ведущий научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, кандидат технических наук, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского». Контакты: 249033, Калужская область, Обнинск, пл. Бондаренко 1, Тел: (484) 399-56-57, e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра.
Сорокин А.П. – заместитель директора отделения безопасности ядерно-энергетических установок, доктор технических наук, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».
Иванов Е.Ф. – ведущий научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, кандидат технических наук, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».
Хафизов Р.Р. – научный сотрудник отделения безопасности ядерно-энергетических установок, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».
Труфанов А.А. – заместитель генерального директора – директор отделения безопасности ядерно-энергетических установок, АО «ГНЦ РФ–Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского».

Аннотация

Численное моделирование развития аварийной ситуации типа ULOF в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем указывает на возникновение кипения натрия в активной зоне. Существенное влияние на результаты расчётов оказывает используемая в коде модель двухфазного потока теплоносителя, которая требует экспериментального подтверждения. Для исключения развития аварийной ситуации, приводящей к разрушению элементов активной зоны, предложено конструктивное решение, заключающееся в использовании «натриевой полости» над активной зоной реактора. На созданной в ГНЦ РФ–ФЭИ установке впервые получены данные экспериментальных исследований теплообмена при кипении натрия в модельной ТВС реактора на быстрых нейтронах в режимах естественной и вынужденной циркуляции с «натриевой полостью». Показана возможность обеспечения длительного охлаждения тепловыделяющей сборки(ТВС) в диапазоне теплового потока на поверхности имитаторов твэлов до 140 и до 170 кВт/м2, соответственно, в режиме естественной и вынужденной циркуляции. Полученные данные использованы для уточнения расчётной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчётного кода COREMELT.

Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, экспериментальные исследования, модель ТВС, тепловыделяющий элемент, тепловой поток, естественная и вынужденная циркуляция, кипение натрия, двухфазный поток, режим течения, теплопередача

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.526.034+621.039.546.8:536.26

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2016, вып. 5, 5:9