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


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

DOI: 10.55176/2414-1038-2021-2-236-255

Авторы

Кузина Ю.А., Арнольдов М.Н., Орлов Ю.И., Сорокин А.П.

Организация

АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Кузина Ю.А. – заместитель генерального директора — директор отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: +7 (484) 399-86-63, e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..
Арнольдов М.Н. – главный научный сотрудник, отделение ядерной энергетики, доктор технических наук, профессор.
Орлов Ю.И. – главный научный сотрудник, отделение ядерной энергетики, доктор технических наук, профессор.
Сорокин А.П. – главный научный сотрудник, отделение ядерной энергетики, доктор технических наук.

Аннотация

В статье изложены основные результаты деятельности коллектива теплофизиков ФЭИ от его зарождения по настоящее время по тепло- и массопереносу и гидродинамике теплоносителей (жидкие металлы, вода), физической химии и технологии жидкометаллических теплоносителей для ЯЭУ различного назначения (АЭС, АПЛ, космические ЯЭУ), разработке кодов, инновационным проектам, неядерным технологиям использования жидких металлов, тепловым трубам, анализу и обобщению теплофизических данных. В результате большого комплекса экспериментальных и расчетных исследований изучены фундаментальные физико-химические и теплогидравлические закономерности системы теплоноситель — примеси — конструкционные материалы — защитный газ, созданы научные основы применения жидкометаллических теплоносителей в ядерной энергетике. Выполнены исследования в обоснование технико-экономических характеристик ядерного топлива для действующих, строящихся и перспективных АЭС РУ ВВЭР, проектных решений пассивной безопасности, технических решений и устройств водородной безопасности, теплоотвода от реактора через парогенератор и СПОТ при запроектных авариях, а также проектных решений и безопасности по проектам АЭС с РУ БН-1200 с натриевым теплоносителем, РУ БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, РУ СВБР-100 со свинцово-висмутовым сплавом, исследовательского реактора МБИР. Результаты этих исследований позволили совместно с институтами и конструкторскими организациями, научно обосновать теплогидравлические параметры и высокоэффективные технологические процессы, разработать и практически реализовать аппараты и системы, обеспечившие успешную эксплуатацию принципиально новых ядерных энергетических установок, охлаждаемых водой и жидкими металлами, с оригинальными научно-техническими решениями, не имевшими аналога в мировой практике. Выполнены НИОКР в обоснование инновационного проекта ВВЭР-СКД, концепции электроядерного подкритического бланкета на модульном принципе построения активной зоны с жидкосолевыми расплавами делящихся материалов, исследования теплогидравлики, массопереноса высокотемпературного натрия и разработка комбинированной системы очистки теплоносителя в обоснование РУ БН-ВТ с температурой натрия ~900 °С для производства водорода. Обсуждаются направления теплофизических исследований на современном этапе.

Ключевые слова
атомная энергетика, быстрые реакторы, легководные реакторы, теплофизические исследо-вания, экспериментальные стенды, расчетные коды, теплогидравлика, технология жидкоме-таллических теплоносителей, инновационные проекты

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 536.24+621.039.553.34

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 2, 2:16