Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

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

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

УДК: 621.039

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