EDN: MEZRMW
Авторы
Арефинкина С.Е., Герстле А.Д., Дмитриева Н.А., Ерак Д.Ю., Ефремов П.К., Кругликов А.Е., Михин О.В., Мурашов В.Н., Папина В.Б., 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.
Дмитриева Н.А. – ведущий 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.
Папина В.Б. – старший научный сотрудник.
Песня Ю.Е. – начальник лаборатории, кандидат технических наук.
Трофимчук В.В. – научный сотрудник.
Яковлев В.В. – заместитель начальника отдела, кандидат технических наук.
Аннотация
Создание реакторов с водяным теплоносителем сверхкритических параметров (ВВЭР-СКД) является одним из перспективных направлений развития реакторов типа ВВЭР.
В статье рассмотрены этапы разработки программы SOTAR, которая может использоваться для оценок процессов в твэлах с UO2 и с кандидатными оболочками твэлов для перспективных ЯЭУ.
Показаны возможности исследовательского реактора ИР-8 НИЦ «Курчатовский институт» по проведению испытаний опытных твэлов для проектируемого реактора ВВЭР-СКД с использованием специальных ампульных устройств. Обсуждается важность проведения расчетов процессов, проходящих внутри твэла во время его облучения. Показана взаимосвязь оценок твэльных процессов с другими расчетными обоснованиями, необходимыми при планировании ампульных реакторных экспериментов.
Приведены результаты моделирования испытаний на реакторе ИР-8 твэлов для ВВЭР-СКД в ампульном устройстве выбранной конструкции. Проведено сравнение результатов расчетов для твэлов с различными параметрами. Моделирование проводилось на примере твэлов с сердечником из диоксида урана и оболочкой из стали ЧС-68-ИД х.д. Показана принципиальная возможность использования программы SOTAR для расчетов процессов в твэлах для ВВЭР-СКД при их испытаниях на реакторе ИР-8. Также рассмотрены перспективы развития SOTAR.
Ключевые слова
ВВЭР-СКД, опытные твэлы, исследовательский реактор ИР-8, ампульное устройство, естественная конвекция, поведение твэла под облучением, программа SOTAR, моделирование реакторного эксперимента, MCU-PTR, материалы оболочки, инструментация твэла
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Деев В.И., Круглов А.Б., Маслов Ю.А., Махин В.М., Харитонов В.С., Чуркин А.Н. Ядерные реакторы с водой сверхкритического давления (основы теплового расчета): Учебное пособие. Под общей редакцией профессора В.И. Деева. М.: НИЯУ МИФИ, 2015. 156 с.
- Арефинкина С.Е., Абрамов А.Н., Бабенко А.В., Белянин В.С., Герстле А.Д., Ерак Д.Ю., Ефремов П.К., Михин О.В., Мурашов В.Н., Яковлев В.В. Разработка облучательных ампульных устройств для реакторных исследований свойств оболочек твэлов в среде теплоносителя с СКД-параметрами. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2023, вып. 5, с. 65–74.
- 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. Расчетное моделирование параметров опытных твэлов толерантного типа при их испытании в реакторе ИР-8. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 4, с. 87–100.
- 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, вып. 3, с. 49–57.
- Седов А.А., Бландинский В.Ю., Котов Я.А., Кузенкова Д.С., Лапин А.С., Невиница В.А., Пустовалов С.Б., Степанов А.С., Субботин С.А., Фомиченко П.А., Фонарев Б.И., Фролов А.А. Концепция ядерной энергетической установки на базе многоцелевого тестового исследовательского реактора малой мощности с легководным теплоносителем сверхкритических параметров. Теплоэнергетика, 2023, № 5, с. 5–22.
- 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.
- Симонов С.С., Баланин А.Л. Планирование дореакторных, реакторных и послереакторных исследований конструкционных материалов и опытных твэлов реактора ВВЭР-СКД с быстрым спектром нейтронов. В сб.: Научные исследования и технологические разработки для обеспечения развития ядерных технологий нового поколения: Тезисы докладов ХI Всероссийской молодежной конференции. Димитровград, 2023, с. 19.
- 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.
- Yakovlev V.V., Strijov P.N., Murashov V.N. 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. 56 с.
- 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.
- Круглов А.Б., Савельев М.Д., Тарасов Б.А. Зависимость теплофизических свойств сплавов системы Fe – Cr – Al – Si от состава и температуры. Черные металлы, 2022, № 12, с. 72–75.
- 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.
- Тарасиков В.П., Соловьев В.А., Биржевой Г.А., Поролло С.И., Шулепин С.В., Иванов А.А., Леонтьева-Смирнова М.В., Митрофанова Н.М., Науменко И.А., Можанов Е.М. Влияние нейтронного облучения на физико-механические свойства сталей и сплавов отечественных ядерных реакторов. Доступно на: https://www.rfbr.ru/rffi/ru/popular_science_articles/o_2092968#463 (дата обращения 15.01.2024).
- Гаджиев Г.Г., Омаров З.М., Абдуллаев Х.Х., Билалов А.Р., Магомедов М-Р.М., Магомедов Я.Б. Тепловые и электрические свойства сталей ЧС68. Фазовые переходы, межфазные границы и нанотехнологии, 2018, вып. 3, с. 30–33.
- Малыгин В.Б. Эксплуатационные свойства материалов для обоснования проектов твэлов энергетических реакторов: Учебное пособие. М.: НИЯУ МИФИ, 2007. 124 с.
- Гринь П.И., Неустроев В.С., Крюков Ф.Н., Строжук А.В. Интерпретация результатов формоизменения оболочек твэлов модифицированной технологии изготовления из стали марки ЧС68-ид. Сборник трудов АО «ГНЦ НИИАР», 2017, вып. 4, с. 47–59.
- Кинёв Е.А., Шихалёв В.С., Барыбин А.В. Внутритвэльная коррозия сталей ЭК-164 и ЧС-68 быстрого энергетического реактора на основе диоксида урана. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2015,вып. 3, с. 49–55.
- Абрамов А.Н., Арефинкина С.Е., Бабенко А.В., Герстле А.Д., Ерак Д.Ю., Ефремов П.К., Михин О.В., Мурашов В.Н., Насонов В.А., Седов А.А., Яковлев В.В. Особенности проведения на реакторе ИР-8 ампульных испытаний опытных твэлов в условиях естественной конвекции. Тезисы докладов Межотраслевой научно-технической конференции «Реакторные материалы атомной энергетики». Екатеринбург, 11–15 сентября 2023 г. М.: «Перо», 2023, 99 с.
- Седов А.А., Поляков П.С., Пустовалов С.Б., Паршин В.В., Симонов С.С.Основные результаты тестовых испытаний замкнутого контура с естественной циркуляцией легководного теплоносителя при сверхкритическом давлении. Теплоэнергетика, 2023, вып. 3, с. 73–86.
- Зборовский В.Г., Хоружий О.В., Лиханский В.В., Елкин Н.Н., Чернецкий М.Г., Аверченко П.А., Грачев Д.С., Хорохорин М.В., Белоусов В.И., Давиденко В.Д., Дьячков И.И., Иоаннисиан М.В., Малков М.Р. Согласованное моделирование тепловых и нейтронно-физических параметров в активной зоне реактора с водяным теплоносителем сверхкритического давления. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2023, вып. 3, с. 100–114.
- Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В. и др. Программа MCU-PTR для прецизионных расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. Атомная энергия, 2010, т. 109, вып. 3, с. 123–129.
- Насонов В.А., Песня Ю.Е., Кругликов А.Е. Расчетное обоснование возможности увеличения длительности цикла работы ИР-8. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2017, вып. 3, с. 71–74.
- Волков Б.Ю., Яковлев В.В., Рязанцев Е.П., Калыгин В.В., Бурукин А.В., Иванов А.В., Пименов Ю.В. Особенности внутриреакторного поведения диоксидуранового топлива ВВЭР и PWR c таблетками разной формы. Атомная энергия, 2013, т. 114, вып. 3, с. 139–144.
УДК 621.039.5
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2024, № 3, c. 138–150
