Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа

02.10.2016 2016 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

И.А. Чусов А.С. Шелегов О.Ю. Кочнов

https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.12

Дан краткий обзор конструкций, особенностей теплогидравлики активных зон и контуров циркуляции исследовательских реакторов бассейнового типа. Сформулированы основные принципиальные отличия исследовательских реакторов от промышленных энергетических установок. Конструкции реакторных установок рассмотрены на примере двух исследовательских реакторов – ВВР-М (г. Гатчина) и ВВР-ц (г. Обнинск). Принципиальной особенностью исследовательских реакторных установок является направление движение теплоносителя. В отличие от энергетических установок, в исследовательских реакторах движение теплоносителя опускное, т.е. сверху вниз. В связи с этим в работе обсуждены конструкции опорных решеток. Приведен ряд сведений о величинах уставок предупредительной сигнализации и аварийной защиты. Отдельно на примере модернизации реактора ВВР-М рассмотрен вопрос о модернизации активной зоны, осуществленной путем разработки семейства ТВС нового типа. Показано, что изменением конструкции ТВС можно значительно увеличить плотность потока нейтронов и единичную мощность установки. Приведены таблицы основных технических характеристик различных типов ТВС для реакторов типа ИРТ. Рассмотрены некоторые схемотехнические решения для контуров циркуляции теплоносителя и характерные конструкции исследовательских петель, направленные на решение различных исследовательских задач.

Ссылки

1. Френкель Н.З. Гидравлика. – М.Л.: Госэнергоиздат. –1956. – 456 с.
2. Фокс Д.А. Гидродинамический анализ неустановившегося движения в трубопроводах. – М.: Энергоатомиздат. – 1981. – 246 с.
3. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Пикулик Р.Г., Шишкина Ж.А. Гидравлика активной зоны реактора ВВР-М. // Атомная энергия. – 1975 г. – Т. 39. – Вып. 5. – С. 320-323.
4. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Сясин А.Н., Шишкина Ж.А. Определение предельной плотности теплового потока для ТВС реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-285.– Л.: ЛИЯФ. –1976. – 17 с.
5. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Шишкина Ж.А. К определению критических тепловых нагрузок и коэффициентов запаса до кризиса в исследовательских реакторах бассейнового типа. // Атомная энергия. – 1986. – Т. 61. – Вып. 1. – С. 41-42.
6. Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Финдайзер А., Шишкина З.А. Сравнение теплотехнических возможностей ТВС для реактора ВВР-М. // Атомная энергия. – 1989. – Т. 67. – Вып. 2. – С. 97-100.
7. Ерыкалов А.Н., Звездкин В.С., Кирсанов Г.А., Коноплев К.А., Львов В. С., Петров Ю. В., Рузманов А.П. Тонкостенные твэлы ВВР-М5 для исследовательских реакторов. // Атомная энергия. – 1986. – Т. 60. – Вып. 2. – С. 103-107.
8. Захаров А.С., Звездкин В.С., Коноплев К.А., Кирсанов Г.А., Пикулик Р.Г., Орлов С.П., Львов В.С., Сайков Ю.П. ТВС реактора ВВР-М с оребренным наружным твэлом. // Атомная энергия. – 1993. – Т. 74. – Вып. 1. – С. 88 – 90.
9. Kirsanov G.A., Konoplev K.A., Pikulik R.G., Sajkov Yu.P., Tchmshkyan D.V., Tedoradze L.V. and Zakharov A.S. LEU WWR-M fuel assemblies’ burnable test. / The RERTR-2000 International meeting on reduced enrichment for research and test reactors. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada.
10. Enin A.A., Erykalov A.N., Kirsanov G.A., Konoplev K.A., Lvov V.S., Petrov Yu.V., Saikov Yu.P., Zakharov A.S., Zvezdkin V.S. Design and Experience of HEU and LEU fuel for WWR-M reactors. // Nuclear Engineering and Design. – 1998. – Vol. 182. – PP. 233-240.
11. Колесов В.В., Кочнов О.Ю., Волков Ю.В., Украинцев В.Ф., Фомин Р.В. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и наработки 99Mo и других радионуклидов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2011. – № 4. – С. 129-133.
12. Захаров А.С., Звездкин В.С., Кирсанов Г.А и др. Совершенствование и испытания топливной сборки реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-1799. – С-Пб.: ЛИЯФ. – 1992.
13. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. / Под ред. П.Л. Кириллова. – М.: Издат. – 2010. – Т. 1. – 770 c.
14. Петров Ю.В., Ерыкалов А.Н., Онегин М.С. Нейтронно-физическое обоснование уменьшения загрузки топлива реактора ВВР-М ЛИЯФ. Препринт ПИЯФ-2401. – Гатчина: ПИЯФ, – 2000. 51 с.
15. Коноплев К.А., Пикулик Р.Г., Сайков Ю.П. Контроль герметичности ОТВС на реакторе ВВР-М / Сборник методических и прикладных работ ЛИЯФ. – Л.: ЛИЯФ, 1988. – С. 129-130.
16. Kirsanov G.A., Konoplev K.A., Saikov Yu.P., Zakharov A.S. The Test method and some results for WWR-M fuel. The 21st International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR). October 18-23, 1998, San-Paulo, Brazil.
17. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А., Соловьев С.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках. – М.: МЭИ. – 2003. – 548 с.

исследовательский реактор турбулентность теплогидравлика перенос тепла в реакторе топливная сборка безопасность реактора исследовательский реактор бассейнового типа топливные сборки ВВР-М2 ВВР-М3 ВВР-М5 ВВР-ц

Ссылка для цитирования статьи: Чусов И.А., Шелегов А.С., Кочнов О.Ю. Особенности конструкций исследовательских реакторов водо-водяного типа. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 3. – С. 116-128. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.12 .