Теплогидравлические исследования ЯЭУ (к 60-летию первой АЭС)

29.05.2014 2014 - №01 Актуальные проблемы ядерной энергетики

В.И. Рачков А.Д. Ефанов А.В. Жуков С.Г. Калякин А.П. Сорокин

https://doi.org/10.26583/npe.2014.1.03

Проектирование, сооружение и успешный пуск в лаборатории «В» (в настоящее время ГНЦ РФ-ФЭИ) в г. Обнинске 27 июня 1954 г. Первой АЭС стали поворотом от чисто военных программ к мирному использованию атомной энергии. Исследования теплогидравлики ядерных энергетических установок (ЯЭУ) в ФЭИ начались в 1950-х гг. в связи с проведением работ для реактора со свинцово-висмутовым теплоносителем и быстрых реакторов, охлаждаемых натрием. В настоящее время в ФЭИ имеется комплекс лабораторий, оснащенных современной экспериментальной теплофизической базой, где проводятся фундаментальные и прикладные исследования, связанные с обоснованием различных ЯЭУ. Фундаментальные исследования направлены на развитие теории и создание расчетных кодов, верифицированных на основе специально поставленных экспериментов для получения детального описания полей скорости и температуры в любых узлах оборудования ЯЭУ. Математические модели и численные методы обобщены для описания и численного моделирования однофазных течений, многофазных и многожидкостных систем. Прикладные исследования и разработки выполняются путем детального изучения физических процессов для условий реакторных установок и направлены на поиск технических решений, обеспечивающих оптимальные распределения скорости и температуры в активной зоне реакторов, теплообменниках и парогенераторах.

Результаты исследований представлены в монографиях, в трудах отечественных и зарубежных конференций. Их итогом явилось теплогидравлическое обоснование ЯЭУ с натриевым теплоносителем (реакторы БР-10, БОР-60, БН-350, БН-600, БН-800), эвтектическим сплавом свинец-висмут (АПЛ проектов 645 и 705), сплавом натрий-калий (космические ЯЭУ БУК, ТОПАЗ). Для накопления, хранения и анализа теплофизических данных, их оценки, выработки рекомендаций по обоснованию ЯЭУ, верификации расчетных кодов создан Центр теплофизических данных. Для улучшения экономических и экологических характеристик, повышения безопасности ЯЭУ как с водяным, так и с жидкометаллическими теплоносителями необходимо более глубокое понимание закономерностей, определяющих теплогидравлические, физико-химические и массообменные процессы. Необходимо проведение новых теплогидравлических исследований как для создания ЯЭУ нового поколения (БН-1200, СВБР-100, БРЕСТ-300, БН-ВТ, ВВЭР-1200, ВВЭР-ТОИ, ВВЭР-СКД), космических ЯЭУ большой мощности, электроядерных и ускорительно-управляемых систем, термоядерных установок, так и неядерных технологий.

Ссылки

1. Поплавский В.М., Ефанов А.Д., Жуков А.В., Калякин С.Г., Сорокин А.П., Юрьев Ю.С. Теплогидравлические исследования реакторных установок с натриевым теплоносителем // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 236-241.
2. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. / под ред. А.В. Жукова, А.П. Сорокина. – РТМ 1604.008-88. – Обнинск: ФЭИ. –1989. 435 с.
3. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплофизические исследования безопасности ядерных реакторов нового поколения // Тепловые процессы в технике. – 2010. – Т. 2. – №11. – С. 518-523.
4. Сорокин А.П. Теплофизические исследования вопросов безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах // Теплоэнергетика. – 2007. – №12. – С. 29-36.
5. Субботин В.И., Кащеев В.М., Номофилов Е.В., Юрьев Ю.С. Решение задач реакторной физики на ЭВМ. –М.: Атомиздат. 1979.
6. Жуков А.В., Сорокин А.П.. Ушаков П.А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов // Атомная энергия. –1981. –Т. 51. – Вып. 5. – С. 307-311.
7. Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. // Атомная энергия. –1986. –Т. 60. –Вып. 5. – С. 317-321.
8. Ибрагимов М.Х., Субботин В.И., Ушаков П.А. Исследования теплоотдачи при турбулентном течении в трубах тяжелых жидких металлов. // Атомная энергия. –1960. – Т. 8. – Вып. 1. – С. 54-56.
9. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Систематические исследования теплообмена в сборках твэлов и некоторые задачи жидкометаллического охлаждения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2009. – №4. – С. 95-108.
10. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Кузина Ю.А., Денисова Н.А., Сорокин Г.А., Федосова М.А. База экспериментальных данных по теплогидравлике быстрых реакторов для верификации расчетных кодов. // Атомная энергия. – 2009. –Т. 107. –Вып. 3. –С. 128-136.
11. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлический анализ активной зоны ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Часть I. // Тепловые процессы в технике. –2009. –Т. 1. –№7. –С. 127-139.
12. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлический анализ активной зоны ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Часть II // Тепловые процессы в технике. –2009. – Т. 1. –№ 8. –С. 318-331.
13. Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяющих элементов. / Жидкие металлы. –М.: Атомиздат. –1967.
14. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). –М.: Атомиздат. –1975.
15. Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. –М.: Энергоатомиздат. –1985.
16. Bogoslovkaya G.P., Sorokin A.P., Zhukov A.V. LMFR Core and Heat Exchanger Thermohydraulic Design: Former USSR and Present Russia Approaches // IAEA-TECDOC-1060. Vienna: IAEA. 1999.
17. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. – М.: Энергоатомиздат, –1989.
18. Сорокин А.П., Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Жуков А.В., Ушаков П.А., Титов П.А. Экспериментальные и расчетные исследования поперечного турбулентного переноса импульса и энергии в каналах сложной формы. // Теплофизика высоких температур. –1996. – Т. 34. –№6 –С. 903-908.
19. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практическое приложение. –М.: Энергоатомиздат. –1991.
20. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Богословская Г.П., Сорокин Г.А. Теплогидравлические аспекты глубокого выгорания ядерного топлива в быстрых реакторах. // Атомная энергия. –2003. –Т. 95. –С. 186–193.
21. Сорокин А.П., Богословская Г.П. Методы теплогидравлических расчетов тепловыделяющих сборок активной зоны быстрых реакторов. // Теплоэнергетика. –1997. –№3. –С. 21-26.
22. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. и др. Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с неадиабатическими граничными условиями: Препринт ФЭИ-1972. –Обнинск: ФЭИ. –1985.
23. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Ушаков П.А., Кривенцев В.А., Титов П.А. Стохастические неравномерности температурных полей в формоизмененных ТВС быстрых реакторов: Препринт ФЭИ-1678. –Обнинск: ФЭИ. –1985.
24. Казачковский О.Д., Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Температурные поля в формоизмененных ТВС быстрых реакторов. // Атомная энергия. –1988. –Т. 65. –Вып. 2. – С. 89-97.
25. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. Теплогидравлические характеристики модельных ТВС реакторов при частичной блокировке проходного сечения (твэлы с проволочными навивками). // Известия вузов. Ядерная энергетика. –1997. –№5. – С. 65-73.
26. Kuzina J.A., Sorokin A.P., Zhukov A.V. Numerical simulation of fuel assembly thermohydraulics of reactors with blockages // Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid coolant in single/two-phase. IAEA, TWG-FR/125, Vienna, Austria. –2005. –pp. 461-480.
27. Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Колмаков А.П. Поля скорости, давления и температуры в кассетах твэлов быстрых реакторов при блокировании проходного сечения. Теплообмен-IV. / под ред. А.Г. Блох. –Минск: Изд-во ИТМО АН БССР. –1980. –Т. 8. –С. 180-191.
28. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Леонов В.Н., Смирнов В.П., Сила-Новицкий А.Г. Экспериментальные исследования теплопередачи в активной зоне реактора БРЕСТ-ОД-300 на моделях со свинцовым охлаждением. // Теплоэнергетика. –2002. –№3. –С. 2-10.
29. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Кузина Ю.А. Температурные режимы твэлов корабельных ядерных установок с жидкометаллическим охлаждением. // Известия вузов. Ядерная энергетика. –2007. –№1. –С. 56-68.
30. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. О некоторых подходах по изучению влияния переменного энерговыделения на теплоотдачу и температурные поля твэлов реакторов. // Вопросы атомной науки и техники, сер. «Физика ядерных реакторов», вып. 3 «Динамика и безопасность ядерных энергетических установок». – М.: РНЦ «Курчатовский институт». –2008. –С. 21-29.
31. 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. –Т. 99. – Вып. 5. –С. 336-348.
32. Митенков Ф.М., Головко В.Ф., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С. Проектирование теплообменных аппаратов АЭС. / под ред. Ф.М. Митенкова. –М.: Энергоатомиздат. –1988.
33. Poplavsky V.M., Efanov A.D., Zhukov A.V., Sorokin A.P., Yuriev Yu.S. Thermohydraulics of sodium cooled reactors // Report on the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Challenges and Opportunities (FR09), December 7-9, 2009. – Kyoto. – Japan. –06-28P. –12 p.
34. Зарюгин Д.Г., Калякин С.Г., Опанасенко А.Н., Сорокин А.П. Исследования стратификации теплоносителя и пульсаций температуры в ядерных энергетических установках. // Теплоэнергетика. –2013. –№3. – С. 1-10.
35. Зарюгин Д.Г., Лескин С.Т., Опанасенко А.Н., Сорокин А.П. Расчетно-экспериментальные исследования теплогидравлических характеристик в баке быстрого реактора на интегральной модели САРХ в различных режимах работы установки. // Известия вузов. Ядерная энергетика. –2013. –№2. – С. 96-104.
36. Жуков А.В., Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Аварийное расхолаживание быстрых реакторов естественной конвекцией. // Теплоэнергетика. –2013. –№5. –С. 42-51.
37. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Гидродинамические неравномерности теплоносителя на входе в активную зону ядерного реактора, обусловленные коллекторным эффектом. // Атомная энергия. –2011. –Вып. 3. – С. 177-180.
38. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Гидродинамика коллекторных систем ядерных энергетических установок. // Известия вузов. Ядерная энергетика. –2007. –№1. – С. 113-121.
39. Грабежная В.А., Грачев Н.С., Михеев А.С. Парогенератор БН-600: экспериментальные работы в обоснование теплогидравлики парогенератора. / Доклад на российско-французском совещании по технологии быстрых реакторов, 13-17 мая 2013 г., Обнинск, ГНЦ РФ-ФЭИ.
40. Кириллов П.Л., Грабежная В.А. О влиянии способа обогрева на критический тепловой поток. // Атомная энергия, –1981. – Т. 51. –Вып. 4 (10). – С. 225-227.
41. Зенкевич Б.А., Песков О.Л., Сапанкевич А.П. Кризис теплоотдачи в потоке кипящей воды в трубах. / В кн.: Кризис теплообмена при кипении в каналах. / под ред. В.И. Субботина и П.Л. Кириллова. –Обнинск: ФЭИ, 1974. –С. 72-99.
42. Рекомендации по расчету кризиса теплоотдачи при кипении воды в круглых трубах. – М.: ИВТ АН СССР, 1980. Препринт 1-57.
43. Зенкевич Б.А., Калинин Ю.А., Ремизов О.В., Субботин В.И. О влиянии неравномерного распределения теплового потока по длине трубы на кризис теплоотдачи. Препринт ФЭИ-150. –Обнинск: ФЭИ, 1969.
44. Sergeev V.V., Gonin A.I. Dispersed Flow Film Boiling Heat Transfer in Channels with Spacer Elements // Working Material: Thermo hydraulic Relationships for Advanced Water Cooled Reactors / Report of the Third Research Coordination Meeting for the Coordinated Research Programme on Advanced Water Cooled Reactors Held at IPPE, Obninsk, Russia, October 6-12, 1997. –IAEA, Vienna, Austria, 1998. – pp. 222-228.
45. Грачев Н.С., Ивашкевич А.А., Прохорова В.А., Фетисов М.Н. О термической неравновесности пароводяного потока. // Теплофизика высоких температур. –1974. –Т. XII. – №3. – С. 680-681.
46. Грачев Н.С., Кириллов П.Л., Прохорова В.А. Экспериментальное исследование теплообмена в парогенерирующей трубе с внутренним оребрением. // Теплофизика высоких температур. –1976. – Т. ХV. – №6. – С. 1234-1240.
47. Грабежная В.А., Михеев А.С., Крюков А.Е. Испытания модели парогенератора БРЕСТ при работе на частичных и пусковых параметрах. / Научно-технический сборник «Итоги научно-технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2012 год. – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ. – 2013. – С. 131-142.
48. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплофизические исследования в обоснование проектов и безопасности ядерных реакторов нового поколения. // Атомная энергия. –2012. –Т. 112. –Вып. 1. –С. 36-39.
49. Субботин В.И., Сорокин Д.Н., Овечкин Д.М., Кудрявцев А.П. Теплообмен при кипении металлов в условиях естественной конвекции. –М.: Наука. 1969.
50. Кириллов П.Л. Теплообмен жидких металлов круглых трубах (однофазный и двухфазный потоки). / Диссертация на соиск. степени д. техн. н. – М., 1968.
51. Сорокин А.П., Ефанов А.Д, Иванов Е.Ф. и др. Расчетно-экспериментальные исследования условий устойчивого теплообмена при возникновении кипения жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 1999. –№2. –С. 59-70.
52. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Теплообмен при кипении жидкого металла в режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. // Атомная энергия. 1999. – Т. 87. –Вып. 5. – С. 337-342.
53. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Исследования теплообмена и устойчивости кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. // Теплоэнергетика. – 2003. –№3. – С. 20-26.
54. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Иванов В.В., Волков А.Д., Сорокин Г.А., Зуева И.Р., Федосова М.А. Теплообмен при кипении жидкого металла в системе параллельных каналов в режиме естественной конвекции. // Теплоэнергетика –2007. – №3. – С. 43-51.
55. Sorokin G.A., Ninokata H., Sorokin A.P., Endo H., Ivanov E.F. Experimental and Numerical Study of Liqued Metal Boiling in the System of Parallel Bundles under Natural Circulation Conditions // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2006. – V. 43. No 6. – pp. 623-634.
56. Сорокин Г.А., Ниноката Х., Эндо Х. и др. Экспериментальное и расчетное моделирование теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2005. – №4. – С. 92-106.
57. Портяной А.Г., Портяной Г.А., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П. Разработка пассивных устройств аварийной защиты быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. / Сб. докл. межотраслевой конференции «Теплофизика-2005». – 16-18 ноября 2005. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ. – 2006. –14 с.
58. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Шкаровский Д.А. Пассивные устройства остановки реакторов: классификация характеристик и оценка степени совершенства. // Атомная энергия. –1998. –Т. 84. – Вып. 5. – С. 394-398.
59. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Мальцев В.Г. Разработка и изучение характеристик пассивного устройства останова быстрого реактора. // Атомная энергия. –1999. – Т. 86. – Вып. 1. – С. 77-81.
60. Ефанов А.Д., Колмаков А.П., Куликов Б.И., Ложкин В.В. Пометько Р.С., Смирнов А.М. Теплофизические аспекты повышения энергонапряженности сборок в реакторах ВВЭР / Сб. тез. и докл. IV Международной научно-технической конференции «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР». –Подольск, 23-25 мая 2005. – С. 55.
61. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Брантов В.Г. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реактора ВВЭР. // Теплоэнергетика. –1976. –№2. – С. 80-82.
62. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Пометько Р.С., Селиванов Ю.Ф. Перспективы и пути использования решеток интенсификаторов теплообмена в ТВС ВВЭР. // Научно-техническая конференция «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (НТК-2010). – Москва, ОАО «ВНИИНМ», 17-19 ноября 2010. – 10 с.
63. Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов О.И., Ефанов А.Д, Сорокин А.П., Стрижов В.Ф. Проблемы тепломассопереноса и безопасности в проектах АЭС нового поколения. / Ориентированные фундаментальные исследования в обеспечение инновационных ядерных технологий: Сб. докл. на расширенном заседании НТС Росатома. Москва, 28 сентября 2007. – М.: ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ». – 2007. – С. 55-78.
64. Беркович В.М., Коршунов А.С., Таранов Г.С. и др. Разработка и обоснование технологии удаления неконденсирующихся газов для обеспечения работоспособности систем пассивного отвода тепла. // Атомная энергия. – 2006. –Т. 100. –Вып. 1. – С. 13-19.
65. Remizov O.V., Morozov A.V., Tsyganok A.A., Kalyakin D.S., Berkovich V.M., Peresadko V.G., Taranov G.S. Experimental Study on Novovoronezh NPP-2 Steam Generator Model Condensation Power in the Event of the Beyond Design Basis Accident // Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 10). San Diego, CA USA, June 13-17, 2010. Paper 10101.
66. Лукьянов А.А., Зайцев А.А., Попова Т.В., Канаухина С.В., Супотницквя О.В., Янцева Л.М. Исследования в обоснование водородной безопасности РУ нового поколения, предтестовый анализ с использованием кода КУПОЛ-М экспериментов на установках TOSQAN, VTSTRA, PANDA в рамках проекта ERCOSAM-SAMARA. / Научно-технический сборник «Итоги научно-технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2011 год». – Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ. – 2012. – С. 259-288.
67. Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров. // Теплоэнергетика. –2008. –№5. – С. 2-5.
68. Пометько Р.С., Опанасенко А.Н., Шелегов А.С. Теплообмен при сверхкритических параметрах теплоносителя в пучке стержней. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – №2. – С. 142-150.
69. Grabezhnaya V.A., Kirillov P.L. Heat Transfer at Supercritical Pressures and Deterioration Boundaries // Eleventh International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH-11). –Avignon, France. – October 2-6, 2005.
70. Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Сорокин А.П. Программа МИФ теплогидравлического расчета активной зоны реактора, охлаждаемого водой при сверхкритическом давлении. // Теплоэнергетика. – 2009. – №3. – С. 34-37.

ядерные энергетические установки жидкометаллические теплоносители вода теплогидравлика скорость температура активная зона теплообменное оборудование коллектор гидравлические сопротивления теплоотдача межканальный обмен кризис теплообмена стратификация теплоносителя безопасность методы расчета программы расчета

Ссылка для цитирования статьи: Рачков В.И., Ефанов А.Д., Жуков А.В., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплогидравлические исследования ЯЭУ (к 60-летию первой АЭС). // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 1. – С. 39-63. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2014.1.03 .