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


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

Авторы

Гомин Е.А., Давиденко В.Д., Давиденко О.В., Ковалишин А.А., Лалетин М.Н., Мясников С.В., Павлов А.К., Павшук В.А., Петрунин Н.В.

Организация

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия

Гомин Е.А. – старший научный сотрудник, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Давиденко В.Д. – начальник лаборатории, кандидат технических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Давиденко О.В. – младший научный сотрудник, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Ковалишин А.А. – директор отделения, доктор физико-математических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Лалетин М.Н. – начальник лаборатории, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Мясников С.В. – старший научный сотрудник, и.о. главного инженера комплекса растворных реакторов, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Павлов А.К. – старший научный сотрудник, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт». Контакты: 123182, Москва, пл. Академика Курчатова 1. Тел.: (499)196-99-18; e-mail: Этот адрес электронной почты защищен от спам-ботов. У вас должен быть включен JavaScript для просмотра..
Павшук В.А. – руководитель отделения, кандидат технических наук, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».
Петрунин Н.В. – начальник комплекса растворных реакторов, Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт».

Аннотация

Описываются исследовательский растворный реактор «Аргус», разработанный и введённый в эксплуатацию в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова в 1981 году и основные принципы расчётно-экспериментального обоснования его безопасности. Приводится методика экспериментального обоснования безопасности с использованием результатов разгонных экспериментов на импульсном исследовательском реакторе «Гидра», физические свойства которого близки физическим свойствам рассматриваемого реактора «Аргус». Важной для безопасности особенностью реактора на растворном топливе является мгновенное ограничение спонтанного нарастания мощности. Это саморегулирование достигается за счёт значительного отрицательного мощностного эффекта в растворном топливе, обусловленного разогревом раствора (температурный эффект) и образованием продуктами деления в растворе радиолитического газа (пустотный эффект). Для подтверждения этого свойства и были проведены «разгонные» эксперименты (эксперименты с нарастанием мощности) на реакторе «Гидра». В этих экспериментах имитировались исходные события - самопроизвольное одновременное извлечение РО СУЗ и отказ аварийной защиты реактора. Безопасность реактора «Аргус» экспериментально обосновывается и при помощи результатов экспериментов с потерей теплоносителя первого контура системы охлаждения на самом реакторе «Аргус». Также приводится методика проведения в соответствии с требованиями нормативных документов расчетного обоснования безопасности с использованием вычислительного комплекса ДАРЕУС, предназначенного для моделирования динамических процессов, протекающих в активных зонах исследовательских растворных реакторов. Для расчётов необходимых кинетических параметров в комплексе используется реализующая метод Монте-Карло программа КИР. Приведены результаты расчётов некоторых тестовых и «аварийных» вариантов.

Ключевые слова
расчёт, динамика, кинетика, растворный реактор, обоснование безопасности, метод Монте-Карло

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039

Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 2, 2:11