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
https://doi.org/10.26583/npe.2016.1.13
УДК: 621.039.51
В реакторе БОР60 проводятся испытания перспективных материалов и элементов активных зон ядерных реакторов нового поколения. Для высокотемпературных испытаний образцов исследуемых материалов предложен новый тип облучательного устройства (ОУ) – устройство с твэльным по догревом, которое имеет ряд преимуществ перед ОУ ампульного типа, часто использующимся в настоящее время. Проведены расчетно-экспериментальные исследования ОУ с твэльным подогревом в активной зоне реактора БОР60. Результаты специально проведенного методического эксперимента подтвердили возможность обеспечения температурных условий облучения исследуемых образцов. Для нейтроннофизических расчетов использовался прецизионный код MCURR, теплогидравлические расчеты проведены по программному комплексу ANSYS CFX. Сравнение расчетных значений температур с экспериментальными данными показало совпадение в пределах погрешности эксперимента, что свидетельствует о пригодности выбранных расчетных программ, моделей и методик. Проведены расчетноэкспериментальные исследования распределения температур в ОУ с твэльным подогревом при выгрузке из реактора и постановке в канал сухой выдержки. Мощность остаточного тепловыделения в твэлах ОУ рассчитывалась 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 течение двух суток с момента останова реактора.
Ссылки
- Varivtsev A.V., Zhemkov I.Yu., Izhutov A.L., Krasheninnikov Yu.M., Naboishchikov Yu.V., Neustroev V.S., Shamardin V.K. Prolongation of the BOR60 operation // Nuclear Engineering and Technology. 2015. Vol.47. No.3. PP. 253–259.
- Неустроев В.С., Белозеров С.В., Макаров Е.И., Островский З.Е. Влияние растягивающих и сжимающих напряжений на радиационное распухание и деформацию ползучести аустенитной стали Х18Н10Т. // Физика металлов и металловедение, 2010, т.110, № 4. С. 412–416.
- Ерёмин С.Г., Жемков И.Ю., Плотников А.И. Устройство с твэльным подогревом теплоносителя для облучения материалов в ядерном реакторе. / Патент РФ на изобретение № 2524683; заявл. 09.01.2013; опубл. 10.08.2014. Бюл. № 22.
- Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах. / Сб. научных трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 55.
- 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.
- Gomin E., Maiorov L. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proceedings of International Conference, September 2730, 1999, vol.2. Madrid, Spain.
- Колобашкин В.М., Рубцов П.М., Ружанский П.А., Сидоренко В.Д. Радиационные характеристики облученного ядерного топлива. М.: Энергоатомиздат,1983. С. 51.
- 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