Известия вузов. Ядерная энергетика

Рецензируемый научно-технический журнал. ISSN: 0204-3327

Теплофизические исследования – фундамент использования натрия в современных реакторах на быстрых нейтронах

10.09.2025 2025 - №03 Теплофизика и теплогидравлика

А.П. Сорокин Ю.А. Кузина В.В. Алексеев Н.А. Денисова

DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.08

УДК: 536.24+621.039.553.34

В результате большого комплекса экспериментальных и расчетно-теоретических исследований натриевого теплоносителя выполнено научное обоснование высокоэффективных технологий и теплогидравлических параметров современных установок с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800. Представлены и анализируются физико-химические процессы и технология натриевого теплоносителя: образование, массоперенос и осаждение в циркуляционных контурах окислов и продуктов коррозии, методы и средства очистки и контроля примесей в натриевом теплоносителе, а также результаты исследований по гидродинамике и теплообмену в активной зоне и узлах оборудования (теплообменники, парогенераторы «натрий – вода») реакторов БН-600 и БН-800, проточных частях коллекторных систем теплообменников и реакторов. Приводятся данные о физических особенностях и характеристиках процесса кипения жидкометаллического теплоносителя в активной зоне в аварийных режимах, полученные в обоснование теплогидравлики и безопасности реакторов.

Ссылки

  1. Алексеев В.В., Ефанов А.Д., Козлов Ф.А., Сорокин А.П. Теплогидравлика, физическая химия и технология в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Теплоэнергетика. 2007;12:1–10. EDN: IIRSXZ. URL: https://elibrary.ru/iirsxz (дата обращения 20.06.2025).
  2. Рачков В.И., Арнольдов М.Н., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Логинов Н.И., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. Использование жидких металлов в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях. Теплоэнергетика. 2014;5:20–30. EDN: RYUURV. URL: https://elibrary.ru/item.asp?id=21331632 (дата обращения 20.06.2025).
  3. Козлов Ф.А., Алексеев В.В., Сорокин А.П. Развитие технологии натрия как теплоносителя быстрых реакторов. Атомная энергия. 2014;116(4):228–234. URL: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/1042 (дата обращения 20.06.2025).
  4. Алексеев В.В., Сергеев Г.П., Козуб П.С., Матюхин В.В., Сорокин А.П. Опытный образец прибора ИВА-М для контроля водорода в натриевом теплоносителе. Известия вузов. Ядерная энергетика. 2011;3:47–55. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2011.3.06
  5. Блохин В.А., Борисов В.В., Камаев А.А,, Кухарчук О.Ф., Мешакин В.И., Пахомов И.А., Поплавский В.М., Суворов А.А., Труфанов А.А. Датчики для внутриреакторного контроля водорода и кислорода в натрии. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2017;4. URL: https://vant.ippe.ru/year2017/4/thermal-physics-hydrodynamics/1403-1.html (дата обращения 20.06.2025).
  6. Bogoslovkaya G.P., Cevolani S., Ninokata H, Rinejski A.A. Sorokin A.P., Zhukov A.V. LMFR Core and Heat Exchanger Thermohydraulic Design: Former USSR and Present Russia Approaches. IAEA-TECDOC-1060. Vienna: IAEA, 1999, 305 p.
  7. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Особенности гидродинамики проточных частей коллекторных систем теплообменников и реакторов ЯЭУ. Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВНИИЭФ», 2016, 216 с.
  8. Опанасенко А.Н., Сорокин А.П., Зарюгин Д.Г., Рачков М.В. Стратификация теплоносителя в ядерных энергетических установках. Атомная энергия. 2011;111(3):131–136. URL: https://www.j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/2041/2021 (дата обращения 20.06.2025).
  9. Ушаков П.А., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Локальные гидродинамические характеристики продольно-поперечного течения в модели кожухотрубных теплообменников быстрых реакторов. Сборник материалов межотраслевой конференции «Теплофизические исследования – 76». ВИМИ, 1977, c. 5–16.
  10. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Иванов В.В., Волков А.Д., Сорокин Г.А., Зуева И.Р. Теплообмен при кипении жидкого металла в системе параллельных каналов в режиме естественной конвекции. Теплоэнергетика. 2007;3:43–51. EDN: ZDORYY. URL: https://elibrary.ru/contents.asp?id=33184837 (дата обращения 20.06.2025).

быстрые реакторы натрий физхимия технология теплогидравлика безопасность эксперимент расчетные коды кипение активная зона теплообменник парогенератор аварийные ситуации

Ссылка для цитирования статьи: Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Алексеев В.В., Денисова Н.А. Теплофизические исследования – фундамент использования натрия в современных реакторах на быстрых нейтронах. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2025. – № 3. – С. 112-121. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2025.3.08 .

Открыть PDF файл