EDN: OMMVFJ
Авторы
Бландинский В.Ю., Лубина А.С.
Организация
Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», Москва, Россия
Лубина А.С. – научный сотрудник. Контакты: 123182, Россия, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1. Тел.: (499) 196-92-44; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Бландинский В.Ю. – заместитель руководителя Комплекса по международным вопросам — ученый секретарь, кандидат технических наук.
Аннотация
Было проведено исследование гидродинамики и теплообмена центральной ТВС быстрого натриевого реактора с относительном шагом s/d=1,395. В данной компоновке активной зоны достигается довольно высокий уровень избыточной наработки изотопов Pu-239 и Pu-241 – 504 кг/ГВт(эл)/год, что значительно превышает целевой ориентир в 300 кг/ГВт(эл)/год. Кроме того, данная компоновка характеризуется довольно высоким запасом реактивности, который может быть снижен за счет уменьшения содержания плутония, что приведет к дальнейшему повышению избыточной наработки топлива. Исследовались два варианта ТВС: с чехлом и без чехла. В чехловой ТВС с широким шагом (s/d=1,395) расположения 469 твэлов (d=6,1 мм), дистанционируемых решетками, можно добиться довольно хорошей выравненности температур теплоносителя и оболочек, за исключением угловых твэлов. Для снижения азимутальных неравномерностей температур оболочек угловых твэлов было предложено увеличение площади угловой ячейки ТВС за счет либо выдавливания канавки в углу чехла, либо проточки в углу чехла шириной 7 мм и глубиной не более 0,4 мм. В таком оптимизированном варианте конструкции ТВС максимальные температуры наружной поверхности оболочек углового, периферийного и центрального твэла оказываются довольно близкими и составляют 591, 587 и 586 °С соответственно. Широкий шаг расположения твэлов в ТВС (s/d=1,395) позволяет применить бесчехловую конструкцию кассеты. Поскольку периферия бесчехловой ТВС не экранируется от межкассетного зазора чехлом, то неравномерности температур вокруг периферийного ряда твэлов в такой ТВС заметно выше, чем в чехловом варианте этой кассеты, однако масштаб неравномерностей температур оболочек твэлов периферийного ряда можно считать приемлемым. Так, в случае 2-миллиметрового межкассетного зазора неравномерности температур оболочек углового и периферийного твэлов достигали 24 и 28 К соответственно, а в случае
1-миллиметрового межкассетного зазора они понизились до 13 и 14 К соответственно.
Ключевые слова
реактор на быстрых нейтронах, теплообмен, натриевый теплоноситель, вторичное ядерное топливо, факторы неопределенности
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Алексеев П.Н., Андрианова Е.А., Бландинский В.Ю., Лубина А.С., Седов А.А., Степанов А.С., Субботин С.А., Фомиченко П.А., Фролов А.А. Быстрый реактор с высокой избыточной наработкой делящихся нуклидов в двухкомпонентной ядерной энергетике с U–Pu и Th–U–Pu топливным циклом. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2020, вып. 5, с. 53–65.
- Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов. Атомная энергия, 1981, том 51, вып. 5, с. 307–311.
- Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Анализ бенчмарк-эксперимента по гидравлике и теплообмену в сборке имитаторов твэлов с жидкометаллическим охлаждением. Атомная энергия, 2005, том 99, вып. 5, с. 336–348.
- Raza W., Kim K.Y. Evaluation of surrogate models in optimization of wire-wrapped fuel assembly. Journal of Nuclear Science and Technology, 2007, vol. 44, pp. 819–822.
- Raza W., Kim K.Y. Comparative analysis of flow and convective heat transfer between 7-pin and 19-pin wire-wrapped fuel assemblies. Journal of Nuclear Science and Technology, 2008, vol. 45, pp. 653–661.
- Govindha Rasu N., Velusamy K., Sundararajan T., Chellapandi P. Investigations of flow and temperature field development in bare and wire-wrapped reactor fuel pin bundles cooled by sodium. Annals of Nuclear Energy, 2013, vol. 55, pp. 29–41.
- Wheeler C.L. et al. COBRA-IV-I: an interim version of COBRA for thermal-hydraulic analysis of rod bundle nuclear fuel elements and cores. Pacific Northwest Laboratories Richland, Washington, March 1976.
- Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. М.: Энергоатомиздат, 1985. 160 c.
- Лубина А.С., Седов А.А., Субботин А.С., Фролов А.А. Анализ особенностей гидродинамики и теплообмена в ТВС перспективного натриевого реактора с высоким коэффициентом воспроизводства в уран-плутониевом топливном цикле. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2015, вып. 1, с. 37–49.
- Лубина А.С. Особенности теплогидравлики активных зон быстрых натриевых реакторов – наработчиков малой и большой мощности для системы замкнутого топливного цикла. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2021, № 4, с. 162–171.
- Хаммел Г., Окрент Д. Коэффициенты реактивности в больших энергетических реакторах на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1975. 304 с.
- Клемин Л.И. Инженерные вероятностные расчеты при проектировании ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1973. 304 с.
УДК 621.039.534.6
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 2, c. 293-307
