Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Расчетно-экспериментальные исследования облучательного устройства с твэльным подогревом в реакторе БОР-60

28.03.2016 2016 - №01 Топливный цикл и радиоактивные отходы

А.В. Варивцев И.Ю. Жемков А.В. Боев О.В. Ишунина Ю.В. Набойщиков Н.С. Погляд М.Г. Шаронова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.13

УДК: 621.039.51

В реакторе БОР 60 проводятся испытания перспективных материалов и элементов активных зон ядерных реакторов нового поколения. Для высо котемпературных испытаний образцов исследуемых материалов предложен новый тип облучательного устройства (ОУ) – устройство с твэльным по догревом, которое имеет ряд преимуществ перед ОУ ампульного типа, час то использующимся в настоящее время. Проведены расчетно- эксперимен тальные исследования ОУ с твэльным подогревом в активной зоне реакто ра БОР 60. Результаты специально проведенного методического экспери мента подтвердили возможность обеспечения температурных условий об лучения исследуемых образцов. Для нейтронно физических расчетов ис пользовался прецизионный код MCU RR, теплогидравлические расчеты проведены по программному комплексу ANSYS CFX. Сравнение расчетных значений температур с экспериментальными данными показало совпаде ние в пределах погрешности эксперимента, что свидетельствует о пригод ности выбранных расчетных программ, моделей и методик. Проведены расчетно экспериментальные исследования распределения температур в ОУ с твэльным подогревом при выгрузке из реактора и постановке в канал сухой выдержки. Мощность остаточного тепловыделения в твэлах ОУ рас считывалась по программе AFPA, а температурные поля – по ANSYS CFX. Показано, что допустимое максимальное значение температуры на оболочке твэла не превышается при выгрузке ОУ из реактора после выдержки в те чение двух суток с момента останова реактора.

Ссылки

  1. Varivtsev A.V., Zhemkov I.Yu., Izhutov A.L., Krasheninnikov Yu.M., Naboishchikov Yu.V., Neustroev V.S., Shamardin V.K. Prolongation of the BOR 60 operation // Nuclear Engineering and Technology. 2015. Vol.47. No.3. PP. 253–259.
  2. Неустроев В.С., Белозеров С.В., Макаров Е.И., Островский З.Е. Влияние растягиваю щих и сжимающих напряжений на радиационное распухание и деформацию ползучести аустенитной стали Х18Н10Т. // Физика металлов и металловедение, 2010, т.110, № 4. С. 412–416.
  3. Ерёмин С.Г., Жемков И.Ю., Плотников А.И. Устройство с твэльным подогревом теплоно сителя для облучения материалов в ядерном реакторе. / Патент РФ на изобретение № 2524683; заявл. 09.01.2013; опубл. 10.08.2014. Бюл. № 22.
  4. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на бы стрых нейтронах. / Сб. научных трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 55.
  5. Varivtsev A.V., Zhemkov I.Yu. Improved Method for Calculating the Radiation Heat Generation in the BOR 60 Reactor. Physics of Atomic Nuclei, 2014, vol.77, no. 14, pp. 1664–1670.
  6. Gomin E., Maiorov L. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proceedings of International Conference, September 27 30, 1999, vol.2. Madrid, Spain.
  7. Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные харак теристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат,1983. С. 51.
  8. Шалумов А.С., Ваченко А. С., Фадеев О.А., Багаев Д.В. Введение в ANSYS. Прочностной и тепловой анализ: учебное пособие. – Ковров: КГТА, 2008.

реактор облучательное устройство образцы твэл тепловыделение мощность температура термопара ядерное топливо обогащение теплоноситель