Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Расчет теплогидравлических характеристик исследовательского реактора на основе твс реактора ВВЭР-440

30.09.2019 2019 - №03 Теплофизика и теплогидравлика

Ч. Доан Г.Э. Лазаренко Д.Г. Лазаренко

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.06

УДК: 621.039

В результате выполненного анализа конструктивных особенностей водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР и исследовательских реакторов типа ВВР предложена конструкция исследовательского реактора с низкообогащенным топливом на основе глубоко модернизированных ТВС реактора ВВЭР-440. Исследовательский реактор спроектирован для решения широкого спектра прикладных задач в области ядерной физики, радиационной химии, материаловедения, биологии и медицины. Представлены результаты расчета теплогидравлических характеристик, подтверждающие правоту принципиальных подходов, заложенных в конструкцию реактора.

Рассмотрена эквивалентная модель активной зоны реактора в виде толстостенного цилиндра, получено распределение плотности тепловыделения по его радиусу. Выделено пять групп ТВС по уровню тепловой мощности. Получена величина массового расхода теплоносителя по каждой из групп, обеспечивающая выравнивание по выходной температуре теплоносителя.

Произведена оценка режима течения теплоносителя. Оказалось, что для первого ряда ТВС режим течения лежит в переходной области, для остальных – режим течения ламинарный. Проверка по критерию Gr⋅Pr ≥ 1⋅105 показала его выполнение (расчетная величина – 1,96⋅106), что свидетельствует о переходе к вязкостно-гравитационному режиму. Выполнен расчет перегревов поверхности твэлов относительно среднесмешанной температуры теплоносителя. Распределение температуры потока теплоносителя по высоте во всех ТВС одинаково, изменение мощности компенсируется соответствующим изменением расхода теплоносителя. Максимальный перегрев теплоносителя на стенке твэла относительно ядра потока наблюдается для центральных ТВС, достигая величины 31°C, запас до точки кипения составляет около 15°С.

Выполненные оценки показали значительный запас по движущему напору при естественной термоконвективной циркуляции. Расчетным путем получены величины перегревов поверхности твэлов при работе реактора в штатном режиме. Показан примерно 15-градусный запас по перегреву поверхности относительно кривой насыщения, что гарантирует отсутствие кавитационного износа оболочек твэлов. В целом выполненное расчетное обоснование подтвердило правоту заложенных в конструкцию реактора подходов и позволило конкретизировать теплогидравлические характеристики активной зоны, необходимые для дальнейшего развития концепции.

Ссылки

  1. Третьяков И.Т., Романова Н.В., Соколов С.А. и др. Новые проекты для исследовательских реакторов. / Сб. трудов III Международной конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». – Москва: ОАО «НИКИЭТ», 2014. – С. 168-177.
  2. Куатбеков Р.П., Кравцова О.А., Никель К.А. Предложения для университетских реакторов нового поколения. / Сб. трудов III Международной конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». – Москва: ОАО «НИКИЭТ», 2014. – С. 210-217.
  3. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы. – М.: Энергоатомиздат, 1985. – 280 с.
  4. Андрианов А.А., Воропаев А.И. Коровин Ю.А., Мурогов В.М. Ядерные технологии: история, состояние, перспективы. – М: НИЯУ МИФИ, 2012. – 180 с.
  5. Третьяков И.Т., Соколов С.А., Трушкин В.И. и др. Разработка проектов перспективных бассейновых исследовательских реакторов. // ВАНТ. Серия: Обеспечение безопасности АЭС. – 2013. – № 33. – С. 103-110.
  6. Бойко А.А. Политические аспекты развития атомного энергетического рынка в странах южной Азии. Фактор ГЯП в вопросах продвижения атомной энергетики в регионе. // Вестник Волгоградского государственного университета. Серия 4: История. Регионоведение. Международные отношения. – 2016. – № 1 (37). – С. 100-109.
  7. Тарасов В.А., Топоров Ю.Г. Оптимальное распределение облучательного ресурса исследовательского реактора при масштабном производстве радионуклидов. / Сб. трудов АО ГНЦ НИИАР. – 2018. – № 1. – С. 26-33.
  8. Абдуллаева Г.А., Коблик Ю.Н., Кулабдуллаев Г.А. Использование реактора ВВР-СМ для развития метода нейтронозахватной терапии в Узбекистане. // Известия Российской академии наук. Серия физическая. – 2009. – Т. 73. – № 4. – С. 540-544.
  9. Новожилова О.О., Мелузов А.Г., Иванова Н.Л. Анализ применения ядерных реакторов в медицинской практике // Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. – 2017. – № 4 (119). – С. 108-113.
  10. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. – М.: Энергоатомиздат, 1990.–352с.
  11. Будов В.М., Фарафонов В.А. Конструирование основного оборудования АЭС. – М.: Энергоатомиздат, 1985 г. – 264 с.
  12. Юдаев Б.Н. Теплопередача. – М.: Высшая школа, 1973. – 360 с.
  13. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. – М.: Атомэнергоиздат, 2010. – 770 c.
  14. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). – М.: Атомэнергоиздат, 1990. – 360 c.
  15. Кириллов П.Л., Богословская Г.П. Тепломассообмен в ядерных энергетических установках. – М.: Энергоатомиздат, 2000. – 456 с.
  16. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А., Соловьев С.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках. – М.: МЭИ, 2003. – 548 с.
  17. Петухов Б.С. Теплообмен и сопротивление при ламинарном течении жидкости в трубах. – М.: Энергия, 1967. – 411 с.
  18. Кутателадзе С.С. Теплопередача и гидравлическое сопротивление: Справочное пособие. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 367 с.
  19. Чиркин В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. Справочник. М.: Атомиздат, 1968. – 484 с.
  20. Физические величины: Справочник. / Под ред. И.С. Григорьева, Е.З. Мейлихова. – М.: Энергоатомиздат, 1991. – 1232 с.

исследовательский реактор низкообогащенное топливо естественная циркуляция длительная кампания экспортный потенциал ВВР ИРТ ВВЭР-440