Экспериментальные исследования температурных пульсаций при смешении результаты эксперимента «кризис стационарный» в канале реактора МИР

24.06.2019 2019 - №02 Теплофизика и теплогидравлика

А.В. Алексеев О.И. Дреганов А.Л. Ижутов И.В. Киселева В.Н. Шулимов

https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.11

При лицензировании ядерного топлива для АЭС необходимы данные о поведении твэлов в условиях проектных аварий. Эти данные получают при испытаниях сборок и одиночных твэлов в канале исследовательских реакторов с последующим проведением посттестовых исследований в защитных камерах.

Авария с несанкционированным выбросом из активной зоны реактора стержней СУЗ влечет за собой импульсное возрастание мощности энерговыделения. Она может проходить по двум сценариям – без возникновения кризиса теплоотдачи на оболочки твэлов на конечной стадии и с возникновением кризиса теплоотдачи первого рода. В настоящее время по первому сценарию проведен ряд экспериментов в канале реактора МИР и получены соответствующие данные о поведении твэлов. Подготовка и проведение реакторных экспериментов по второму сценарию является актуальной задачей

Основным параметром эксперимента, который определяет поведение и конечное состояние изучаемого объекта является температура твэлов. Экспериментальных данных по величине критического теплового потока для пучков стержней в области низких значений массовой скорости теплоносителя (в диапазоне скоростей 200 – 250 кг/(м2 с) возможны эксперименты в канале реактора МИР) не найдено. Имеющиеся данные находятся в области экстраполяции.

Для получения данных по величине критического теплового потока в указанном диапазоне массовой скорости в канале реактора МИР проведен эксперимент «Кризис стационарный». Объектом испытания была чехловая сборка из трех укороченных твэлов ВВЭР-1000 длиной 1230 мм (длина топливной части 1000 мм), установленных в треугольной решетке с шагом 12,75 мм, которая является ячейкой активной зоны ВВЭР-1000. Такая конфигурация сборки применяется в реакторных экспериментах, в которых изучается поведение твэлов в условиях аварий.

Приведены результаты реакторного эксперимента. Показана возможность фиксации момента начала и развития кризиса теплоотдачи первого рода на оболочках твэлов по показаниям ТЭП внутри топливного сердечника твэлов. По результатам прямого измерения параметров эксперимента определена величина критического теплового потока.

Ссылки

1. Ижутов А.Л., Бурукин А.В., Жемков И.Ю., Калыгин В.В., Овчинников В.А. Возможности уникальной экспериментальной реакторной базы АО «ГНЦ НИИАР» для обоснования нового ядерного топлива. / Conference Proceedings Poster «Reactor Fuel Performance Meeting / Top Fuel 2015», 13-17 September 2015. – Zurich, Switzerland, ISBN 978-92-95064-23-2, paper № TopFuel2015-A0063. – PP. 448-457.
2. Алексеев А.В., Бурукин А.В., Ижутов А.Л., Калыгин В.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Методы испытаний в реакторе МИР топлива ВВЭР при переходных и аварийных режимах// Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2007. –№ 3. – Вып. 1. – С. 83-91.
3. Алексеев А.В., Бурукин А.В., Ижутов А.Л., Калыгин В.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Программы и методы испытаний в исследовательском реакторе МИР твэлов водоохлаждаемых реакторов в условиях, моделирующих переходные и аварийные режимы. // Атомная энергия. – 2012. – Т. 113. – Вып. 3. – С. 146-150.
4. Горячев А.В., Махин В.М., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Интегральные реакторные эксперименты по испытанию многоэлементных фрагментов ТВС ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 при параметрах аварии с потерей теплоносителя. Обобщение результатов по циклу экспериментов. // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. – 2004. – Вып. 2. – С. 29-38.
5. Бурукин А.В., Ильенко С.А., Ижутов А.Л. Методические основы и результаты исследований выхода продуктов деления из твэлов ВВЭР с искусственными дефектами с выгоранием около 60 МВт⋅сут/кг U в петлевой установке реактора МИР. / Сб. докл. VIII Международной конференции «Характеристики, моделирование и экспериментальная поддержка топлива ВВЭР», 26 сентября – 04 октября 2009 г., Бургас, Болгария. – София: Институт ядерных исследований и ядерной энергетики Болгарской АН, 2009. – С. 250-256.
6. Алексеев А.В., Киселева И.В., Малков А.П., Шулимов В.Н. Изучение поведения твэлов ВВЭР в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. Методика и технология внутриреакторного эксперимента. // Сборник трудов НИИАР. – 2006. – Вып. 1. – С. 23-32.
7. Алексеев А.В., Киселева И.В., Овчинников В.А., Шулимов В.Н. Методика испытания в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. // Атомная энергия. – 2006. – Т. 101. – Вып. 6. – С. 427-431.
8. Алексеев А.В., Киселева И.В., Шулимов В.Н. Методика и результаты посттестовой обработки данных, полученных при испытании в реакторе МИР топлива ВВЭР-1000 в условиях аварии с выбросом регулирующего органа. // Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР. – 2008. – Вып.4. – С. 66 -70.
9. Nechaeva O., Medvedev A., Novikov V. Researches оf WWER fuel rods behaviour under RIA accident conditions. / Proc. of the Vth Intern. Conf. on WWER Fuel Performance, Modelling and Experimental Support. 29 September – 3 October 2003. – Albena, Bulgaria, 2004. – PP. 309-318.
10. Бобков В.П., Ефанов А.Д., Пометько Р.С., Смогалев И.П. Модифицированная таблица для расчета критических тепловых потоков в сборках тепловыделяющих стержней в треугольной упаковке. // Теплоэнергетика. – 2011. – № 4. – С. 43-51.
11. Логвинов С.А., Безруков Ю.А., Драгунов Ю.Г. Экспериментальное обоснование теплогидравлической надежности реакторов ВВЭР. – М.: ИКЦ Академкнига, 2004. – 137 с.
12. Крылов Д.А., Ложкин В.В., Смирнов А.М. Экспериментальное исследование кризиса теплоотдачи на стержневых моделях ТВС ВВЭР при низких давлениях и расходах, характерных для аварийных режимов / Сб. тр. конф. «Теплофизика-95». – 1995. – Т. 1. – С. 174 -180.
13. Щеколдин В.И., Быков М.А., Зайцев С.И., Безруков Ю.А. Анализ экспериментальных данных по кризису и закризисной теплоотдаче с помощью расчетных кодов ТРАП и RELAP5/mod3.2. / Сб. тр. конф. «Теплофизика-98». – 1998. – Т. 1. – С. 295-303.
14. Сергеев В.В. Обобщение данных по кризису теплообмена при кипении воды в трубах и стержневых сборках. / Сб. тр. конф. «Теплофизика-98». – 1998. – Т.1. – С. 330-337.
15. Ложкин В.В., Колмаков А.П., Смирнов А.М. Расчетно-экспериментальное исследование кризиса теплообмена и локальных подогревов теплоносителя на 19-стержневой модели ТВС ВВЭР с центральным необогреваемым стержнем. / Сб. тр. конф. «Теплофизика-98». –
16. – Т.1. – С. 320-329.
17. Бобков В.П., Смогалев И.П. О точности описания различными кодами критических тепловых потоков в пучках стержней. // Теплоэнергетика. – 2001. – № 3. – С. 21-28.
18. Большаков В.В., Кобзарь Л.Л., Косоуров К.Б, Олексюк Д.А., Семченков Ю.М. Экспериментальное исследование влияния аксиальной неравномерности тепловыделения на критические тепловые потоки в пучках стержней. / VI Международная конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 26-29 мая 2009. – Подольск: ОАО «ОКБ «Гидропресс», 2009 (CD, трек 209).
19. Большаков В.В., Иванов В.К., Кобзарь Л.Л., Косоуров К.Б., Олексюк Д.А., Семченков Ю.М. Экспериментальное исследование влияния шага расположения дистанционирующих решеток на критические тепловые потоки в пучках стержней. / VI Международная конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 26-29 мая 2009. – Подольск: ОАО «ОКБ «Гидропресс», 2009 (CD, трек 108).
20. Groeneveld D.C., Shan J.Q., Vasic A.Z., Leung L.K.H., Durmayazd A., Yanga J., Cheng S.C., Tanase A. The 2006 CHF look-up table. // Nuclear Engineering and Design. – 2007. – Vol. 237. – PP.1909-1922. Электронный ресурс: http://www.mie.uth.gr/ekp_yliko/CHF_Groeneveld_2006_table.pdf/ (дата доступа 08.08.2018).
21. Дреганов О.И., Шулимов В.Н., Алексеев А.В., Киселева И.В. Результаты эксперимента «Кризис Стационарный» // Сборник трудов ОАО «ГНЦ НИИАР». – 2014. – Вып. 2. – С. 3-9.
22. Дреганов О.И., Шулимов В.Н., Алексеев А.В., Киселева И.В. Эксперимент «Кризис стационарный» и его результаты. / Сб. тез. докл. IX Международной научно-технической конференции «Обоснование безопасности АЭС с ВВЭР». – Подольск: ОАО «ОКБ «Гидропресс», 2015. – С. 75. ISBN 978-5-94883-136-7.
23. Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В., Насонов В.А., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С. Программа MCU-PTR для прецизионных расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. // Атомная энергия. – 2010. – Т. 10. – Вып. 3. – С. 123.
24. Алексеев А.В. Использование программы МУЗА для расчетного сопровождения экспериментов в исследовательских реакторах. // ВАНТ. Сер.: Физика ядерных реакторов. – 2013. – Вып. 3. – С. 135-140.
25. Бобков В.П. Табличный метод расчета критического теплового потока в водоохлаждаемых треугольных сборках стержней. // Атомная энергия. – 1999. – Т. 87. – Вып. 1. – С. 37-43.

реактор МИР твэл экспериментальная тепловыделяющая сборка (ЭТВС) кризис теплоотдачи RIA (reactivity-initiated accident) термоэлектрический преобразователь (ТЭП) температура расход теплоносителя мощность критический тепловой поток

Ссылка для цитирования статьи: Алексеев А.В., Дреганов О.И., Ижутов А.Л., Киселёва И.В., Шулимов В.Н. Экспериментальные исследования температурных пульсаций при смешении результаты эксперимента «кризис стационарный» в канале реактора МИР. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 2. – С. 128-139. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.2.11 .