EDN: OBJVCG
Авторы
Арефинкина С.Е., Герстле А.Д., Ерак Д.Ю., Ефремов П.К., Кругликов А.Е., Михин О.В., Мурашов В.Н., Насонов В.А., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В., Яковлев В.В.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Арефинкина С.Е. – научный сотрудник. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (903) 783-36-31; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Герстле А.Д. – старший научный сотрудник.
Ерак Д.Ю. – начальник отдела, доктор технических наук.
Ефремов П.К. – инженер.
Кругликов А.Е. – старший научный сотрудник.
Михин О.В. – начальник лаборатории.
Мурашов В.Н. – ведущий научный сотрудник, кандидат технических наук.
Насонов В.А. – заместитель начальника отдела, кандидат технических наук.
Песня Ю.Е. – начальник лаборатории, кандидат технических наук.
Трофимчук В.В. – научный сотрудник.
Яковлев В.В. – заместитель начальника отдела, кандидат технических наук.
Аннотация
В настоящее время в России и в других странах для легководных реакторов ведётся разработка толерантного топлива, устойчивого к проектным и запроектным авариям, в том числе с возникновением пароциркониевой реакции.
В настоящей статье показаны возможности исследовательского реактора ИР-8 НИЦ «Курчатовский институт» по проведению испытаний твэлов толерантного типа. Приведён вариант схемы конструкции ампульного устройства, которое может использоваться для облучения опытных твэлов, инструментированных термопарами, что позволяет получать данные об изменении температуры в режиме реального времени.
Обсуждается важность проведения при планировании реакторных экспериментов расчетов процессов, проходящих внутри твэла во время его облучения. Продемонстрирована возможность использования для получения таких оценок программы SOTAR, разработанной на базе кодов серии PIN. Приведено краткое описание программы и примеры расчётов. Текущая версия SOTAR может использоваться для оценок процессов в твэлах с UO2 и с кандидатными оболочками толерантных твэлов. Приведены полученные результаты моделирования облучения на реакторе ИР-8 опытного твэла толерантного типа в ампульном устройстве выбранной конструкции. Расчёты твэльных процессов проводились на примере твэла с сердечником из диоксида урана и оболочкой из FeCrAl.
Ключевые слова
толерантное топливо, опытные твэлы, исследовательский реактор ИР-8, ампульное устройство, поведение твэла под облучением, программа SOTAR, моделирование реакторного эксперимента, MCU-PTR, материалы оболочки, FeCrAl, инструментация твэла
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Арефинкина С.Е., Ерак Д.Ю., Михин О.В., Яковлев В.В., Седов А.А., Трофимчук В.В., Абрамов А.Н., Бабенко А.В. Обоснование возможности исследований на реакторе ИР-8 поведения опытных толерантных твэлов в условиях, максимально приближенных к натурным. Сборник докладов 21-й Международной конференции молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам. Подольск: ОКБ «ГИДРОПРЕСС», 2019, c. 410.
- Киркин А.М., Каримов А.З., Маковский С.В., Курындин А.В. О подходах к регулированию безопасности применения толерантного ядерного топлива. Ядерная и радиационная безопасность, 2021, № 4 (102), c. 13–23.
- Zinkle S.J., Terrani K.A., Gehin J.C., Ott L.J., Snead L.L. Accident tolerant fuels for LWRs: A perspective. Journal of Nuclear Materials, 2014, vol. 448, pp. 374–379.
- Долгов А.И., Дреганов О.И., Маркелов А.Н., Мокеичев М.А., Сычугов М.С. Реакторные испытания экспериментальных твэлов толерантного типа в петлевых каналах реактора МИР. Тезисы докладов ХI Всероссийской молодёжной конференции «Научные исследования и технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий нового поколения». Димитровград, 17–21 апреля 2023, Димитровград: АО «ГНЦ НИИАР», 2023. 129 с.
- Яковлев В.В., Ерак Д.Ю., Гончаров Л.А., Киселев А.С., Кругликов А.Е., Михин О.В., Насонов В.А., Песня Ю.Е., Седов А.А., Хмызов Н.В., Чабак А.Ф., Яшин А.Ф. Техника и методика исследований в реакторе ИР-8 опытных твэлов с разными топливными композициями. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2017, № 3, c. 49–57.
- Erak D.Yu., Arefinkina S.E., Nasonov V.A., Yakovlev V.V., Mikhin O.V., Sedov A.A., Pesnya Yu.E., Trofimchuk V.V., Abramov A.N., Babenko A.V. Possibility substantiation of experimental FE with advanced fuel types behavior investigations at IR-8 reactor in closest to full-scale conditions. Proceedings of the 13th International Conference on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. Nessebar, Bulgaria, 15–21 September 2019, pp. 332–335.
- Бландинский В.Ю., Колесов В.В., Невиница В.А., Фомиченко П.А., Седов А.А., Фролов А.А., Пустовалов С.Б., Щуровская М.В., Симонов С.С., Песня Ю.Е., Трофимчук В.В., Насонов В.А., Жемков И.Ю. Особенности изменения изотопного состава опытных твэлов реактора типа ВВЭР-СКД при последовательном облучении в быстром и тепловом спектре нейтронов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2022, вып. 2, с. 90–96.
- Van U.P., Hales J., Li W., Rossiter G., Williamson R. A review of fuel performance modelling. Journal of Nuclear Materials, 2019, vol. 516, pp. 373–412.
- Strijov P.N., Yakovlev V.V., Dubrovin K.P., Pazdera F., Valach M., Barta O. The improved version of the PIN Code and its Verification. IAEA-TC-657/3.4. Preston, England, 19–22 September 1988, pp. 2–7.
- Dubrovin K.P., Ivanov E.G., Strijov P.N., Yakovlev V.V. The results of postirradiations examinations of VVER-1000 and VVER-440 fuel rods. Journal of Nuclear Materials, 1991, vol. 178, pp. 306–311.
- Yakovlev V.V., Strijov P.N., Murashov V.N., Johansson J., Terasvirta R.P., Tiihonen O., Ranta-Puska K. Research carried out on WWER-440 type fuel rods in the MR reactor. IAEA-SM-288/64. Improvements in water reactor fuel technology and utilization. Stockholm, 1986, pp. 191–206.
- Yakovlev V., Strijov P., Murashov V. et al. Qualification and Interpretation of MR Test Reactor Irradiation Data on VVER-440 Type Fuel Rods for Fuel Thermal Model Validation. IAEA-TC-659/1.4. 1987, pp. 50–56.
- Щеглов А.С. Программа расчета теплофизических характеристик поперечных сечений твэлов ВВЭР-TOPRA-s. Препринт ИАЭ-6172/4. Москва, 2000.
- Анализ и экспериментальное исследование топлива для водоохлаждаемых реакторов с повышенной устойчивостью к авариям (АКТОФ). Заключительный доклад по проекту координированных исследований. IAEA-TECDOC-1921. Вена: МАГАТЭ, 2022.
- Qiu B., Jun W., Deng Y., Mingjun W., Yingwei W., Qiu S.Z. A review on thermohydraulic and mechanical-physical properties of SiC, FeCrAl and Ti3SiC2 for ATF cladding. Nuclear Engineering and Technology, 2020, vol. 52, pp. 1–13.
- Pau A., Francisco F., Luis E.H. Modelling FeCrAl cladding thermo-mechanical performance. Part I: Steady-state condition. Progress in Nuclear Energy, 2022, vol. 155, pp. 1–13.
- Якушкин А.А. О проблемах создания оболочек ТВЭЛов для толерантного топлива из циркониевых сплавов. Физика и химия обработки материалов, 2021, № 3, c. 69–78.
- Бульканов М.Г., Круглов А.С., Певчих Ю.М., Троянов В.М. Внутриреакторные исследования ползучести конструкционных материалов. Атомная энергия, 1996, т. 80, вып. 5, c. 386–391.
- Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В. и др. Программа MCU-PTR для прецизионных расчётов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 3, с. 123–129.
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2023, № 4, c. 87–100
