alternativeАльтернативная энергетика и экология (ISJAEE)Alternative Energy and Ecology (ISJAEE)1608-8298Международный издательский дом научной периодики "Спейс10.15518/isjaee.2024.06.038-049alternative-2430Research ArticleII. НЕВОЗОБНОВЛЯЕМАЯ ЭНЕРГЕТИКА 9. Атомная энергетикаМетодика экспериментального исследования cтенда-эмулятора пассивной системы охлаждения бассейна выдержки исследовательского ядерного реактораMethodology for experimental study of a stand-emulator of a passive cooling system for a research nuclear reactor poolЧалпановС. В.ChalpanovS. V.

Чалпанов Сергей Валерьевич - инженер-физик по расчетам и режимам 2 категории.

624250, Свердловская область, г. Заречный, а/я 29 (343-77)3-50-01, (343-77)7-33-46

Chalpanov Sergey Valerievich - physics engineer for calculations and modes, category 2.

29 a/ya, Zarechny, Sverdlovsk region, 624250, Tel.: +7(34377)3-50-01, факс +7(34377)7-33-46

chalpanovs@mail.ruТашлыковО. Л.TashlykovO. L.

Ташлыков Олег Леонидович - докт. тех. наук, профессор кафедры атомных станций и ВИЭ.

620002, Свердловская область, г. Екатеринбург, ул. Мира, д. 19 8-800-100-50-44

Tashlykov Oleg Leonidovish - Dr. those. Sciences, Professor of the Department of Nuclear Power Plants and Renewable Energy.

19 Mira ave., Yekaterinburg, 620002, tel.: 8-800-100-50-44

contact@urfu.ruГлуховС. М.GlukhovS. M.

Глухов Степан Михайлович - инженертехнолог.

620002, Свердловская область, г. Екатеринбург, ул. Мира, д. 19 8-800-100-50-44; 624250, Свердловская область, г. Заречный, а/я 29 (343-77)3-50-01, (343-77)7-33-46

Glukhov Stepan Mikhailovich - process engineer.

19 Mira ave., Yekaterinburg, 620002, tel.: 8-800-100-50-44; 29 a/ya, Zarechny, Sverdlovsk region, 624250, Tel.: +7(34377)3-50-01, факс +7(34377)7-33-46

irm@irmatom.ruШумковД. Е.ShumkovD. E.

Шумков Дмитрий Евгеньевич - начальник группы эксплуатации ОЭ ИЯУ.

620002, Свердловская область, г. Екатеринбург, ул. Мира, д. 19 8-800-100-50-44; 624250, Свердловская область, г. Заречный, а/я 29 (343-77)3-50-01, (343-77)7-33-46

Shumkov Dmitry Evgenievich -  head of the operation group of the nuclear power plant.

19 Mira ave., Yekaterinburg, 620002, tel.: 8-800-100-50-44; 29 a/ya, Zarechny, Sverdlovsk region, 624250, Tel.: +7(34377)3-50-01, факс +7(34377)7-33-46

otashlykov@list.ruПоповА. И.PopovA. I.

Попов Александр Ильич - доцент кафедры атомных станций и ВИЭ, канд. техн. наук.

620002, Свердловская область, г. Екатеринбург, ул. Мира, д. 19 8-800-100-50-44

Popov Alexander Ilyich - Associate Professor, Department of Nuclear Power Plants and Renewable Energy. Ph.D. tech. Sci.

19 Mira ave., Yekaterinburg, 620002, tel.: 8-800-100-50-44

contact@urfu.ruИнститут реакторных материаловРоссияJSC «Institute of Reactor Materials»Russian FederationУральский федеральный университетРоссияFederal State Autonomus Educational Institution of Higher Education «Ural Federal University named after the first President of Russia B. N. Yeltsin»Russian FederationУральский федеральный университет; Институт реакторных материаловРоссияFederal State Autonomus Educational Institution of Higher Education «Ural Federal University named after the first President of Russia B.N. Yeltsin»; JSC «Institute of Reactor Materials»Russian FederationУральский федеральный университет,РоссияFederal State Autonomus Educational Institution of Higher Education «Ural Federal University named after the first President of Russia B.N. Yeltsin»Russian Federation202412062024063849Copyright © Международный издательский дом научной периодики "Спейс, 20242024Международный издательский дом научной периодики "СпейсМеждународный издательский дом научной периодики "Спейсhttps://www.isjaee.com/jour/about/submissions#copyrightNoticehttps://www.isjaee.com/jour/article/view/2430

Безопасность ядерных установок в значительной степени определяется герметичностью оболочек ТВЭЛов. Как показала авария на АЭС Фукусима-1, главной задачей при потере электроснабжения является обеспечение надежного отвода остаточных тепловыделений от бассейна выдержки с облученными тепловыделяющими сборками. Повысить надежность теплоотвода в случае потери электроснабжения возможно с помощью систем пассивного отвода тепла.

В соответствии с НП-033-11 «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок», целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение радиационного воздействия ИЯУ на работников (персонал), население и окружающую среду, при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии.

В работе описана экспериментальная система пассивного отвода тепла, разработанная на основе конструктивных особенностей шахты-хранилища исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М. Приведена ее полная конструкция, а также ее составляющие элементы.

Система состоит из трех частей, испарительной, конденсационной и подъемно-опускного тракта. Описана работа системы при двух режимах:

Представлены теоретические формулы для определения отводимой тепловой мощности от установки и зависимость расширения легкокипящего теплоносителя (спирта) в контуре при его нагреве.

Для снятия параметров контура системы использовались термопары ТХА, испарительного модуля, нагревателя и бака, значения которых поступали через преобразователи ADAM 4014 на компьютер. Для вывода показаний использовалось программное обеспечение ADAMView и GenieDAQ.

В ходе работы приведены полученные результаты по изменению температур в контуре циркуляции системы и динамика изменения мощности теплоотвода, температур в контуре, расхода рабочего тела в режиме расхолаживания.

Внедрение систем пассивного теплоотвода для использования на исследовательских установках не только повышает безопасность самой установки, но и конкурентоспособность на рынке (при анализе литературы аналогов не найдено). На данный момент строится значительное количество исследовательских ядерных центров не только в России, но и за рубежом. Предлагаемая система пассивного отвода остаточных тепловыделений повышает конкурентоспособность новых ИЯУ, а также может быть внедрена в уже работающие установки.

The safety of nuclear installations is largely determined by the tightness of the fuel element shells. As shown by the accident at the Fukushima-1 nuclear power plant, the main task in case of loss of power supply is to ensure reliable removal of residual heat from the holding pool with irradiated fuel assemblies. It is possible to increase the reliability of the heat sink in case of loss of power supply using passive heat removal systems.

In accordance with NP-033-11 «General provisions for ensuring the safety of research nuclear installations», the purpose of ensuring the safety of nuclear power plants is to limit the radiation effects of nuclear power plants on workers (personnel), the public and the environment during normal operation and violations of normal operation, including accidents.

The paper describes an experimental passive heat removal system developed based on the design features of the storage shaft of the IVV-2M research nuclear reactor. Its complete design is given, as well as its constituent elements.

The system consists of three parts, an evaporative, a condensing and a lifting and lowering path. The operation of the system is described in two modes:

Theoretical formulas for determining the heat output from the installation and the dependence of the expansion of a low-boiling coolant (alcohol) in the circuit during heating are presented.

To remove the parameters of the system circuit, thermocouples of the THA, evaporative module, heater and tank were used, the values of which were transmitted via ADAM 4014 converters to a computer. ADAMView and GenieDAQ software were used to output the readings.

In the course of the work, the results obtained on changes in temperatures in the circulation circuit of the system and the dynamics of changes in heat sink power, temperatures in the circuit, and the flow rate of the working fluid in the cooling mode are presented.

The introduction of passive heat sink systems for use in research facilities not only increases the safety of the installation itself, but also competitiveness in the market (when analyzing the literature, no analogues were found). At the moment, a significant number of nuclear research centers are being built not only in Russia, but also abroad. The proposed system of passive removal of residual heat emissions increases the competitiveness of new nuclear power plants, and can also be implemented in already operating installations.

пассивная система теплоотводастенд-эмуляторшахта-хранилищеоблученные тепловыделяющие сборкитермосифонpassive heat sink systemstand emulatorspent fuel poolirradiated fuel assembliesthermosiphonReferencesОбщие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок НП033-11 [Электронный ресурс]: инструкция: Утв. Приказом Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору 2011. – Москва, 2011. – 53 с. – URL: https://meganorm.ru/Index2/1/4293796/4293796209.htm.General provisions for ensuring the safety of research nuclear installations NP-033-11 [Electronic resource]: instructions: Approved. By Order of the Federal Service for Environmental, Technological and Nuclear Supervision 2011. – Moscow, 2011. – 53 p. – URL: https://meganorm.ru/Index2/1/4293796/4293796209.htm.Darnowski P. Investigation of the recriticality potential during reflooding phase of Fukushima Daiichi Unit-3 accident / P. Darnowski, K. Potapczyk and K. Świrski // Annals of Nuclear Energy. – 2017. – № 99. – Р. 495-509.Darnowski P. Investigation of the recriticality potential during reflooding phase of Fukushima Daiichi Unit-3 accident / P. Darnowski, K. Potapczyk and K. Świrski // Annals of Nuclear Energy. – 2017. – № 99. – Р. 495-509.Новиков Г. А. Обеспечение безопасности в области использования атомной энергии: учебник / Г. А. Новиков, О. Л. Ташлыков, С. Е. Щеклеин; под общ. ред. проф., д-ра техн. наук Г. А. Новикова. – Екатеринбург: Изд-во Урал. Ун-та, 2017. – 552 с.Novikov G. A. Ensuring safety in the field of atomic energy use: textbook / G. A. Novikov, O. L. Tashlykov, S. E. Shcheklein; under the general editorship of Prof., Doctor of Technical Sciences G. A. Novikov. Yekaterinburg: Ural Publishing House. Unita, 2017. – Р. 552.Русских И. М. Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М / И. М. Русских // Атомная энергия. – 2016. – Т. 121. – Вып. 4. – С.183-187.Russkikh I. M. Research nuclear reactor IVV-2M / I. M. Russkikh // Nuclear energy. – 2016. – Vol. 121. – Issue 4. – Р. 183-187.Русских И. М. Получение радиоактивных изотопов в исследовательском ядерном реакторе для экспериментальных исследований свойств гомогенных радиационно-защитных материалов / И. М. Русских, О. Л. Ташлыков // Труды первой научно-технической конференции молодых ученых Уральского энергетического института. Екатеринбург: ФГА ОУ ВО «УрФУ имени первого Президента России Б. Н. Ельцина», 2016. – С. 254-257.Russkikh I. M. Obtaining radioactive isotopes in a research nuclear reactor for experimental studies of the properties of homogeneous radiation-protective materials / I. M. Russkikh, O. L. Tashlykov // Proceedings of the first scientific and technical conference of young scientists of the Ural Energy Institute. Yekaterinburg: Federal State Educational Institution of Higher Education «UrFU named after the first President of Russia B. N. Yeltsin», 2016. – Р. 254-257.Kusuma M. H. Investigation of the thermal performance of a vertical two-phase closed thermosyphon as a passive cooling system for a nuclear reactor spent fuel storage pool / M. H. Kusuma [et al.] // Nuclear Eng. and Tech. – 2017. – № 49. – Р. 476-483.Kusuma M. H. Investigation of the thermal performance of a vertical two-phase closed thermosyphon as a passive cooling system for a nuclear reactor spent fuel storage pool / M. H. Kusuma [et al.] // Nuclear Eng. and Tech. – 2017. – № 49. – Р. 476-483.Shumkov D. E. Development of a passive removal heat system for the storage pit of IVV-2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov // AIP Conference Proceedings 2313, 070005 (2020); https://doi.org/10.1063/5.0032463.Shumkov D. E. Development of a passive removal heat system for the storage pit of IVV-2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov // AIP Conference Proceedings 2313, 070005 (2020); https://doi.org/10.1063/5.0032463.Shumkov D. E. Experimental investigations of temperature conditions in the storage pit of IVV 2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov, S. M. Glukhov // AIP Conference Proceedings 2466, 070006 (2022); https://doi.org/10.1063/5.0088848.Shumkov D. E. Experimental investigations of temperature conditions in the storage pit of IVV-2M research nuclear reactor / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov, S. M. Glukhov // AIP Conference Proceedings 2466, 070006 (2022); https://doi.org/10.1063/5.0088848.Шумков Д. Е. Повышение надежности охлаждения облученных топливных сборок ИЯР ИВВ-2М в шахте-хранилище / Д. Е. Шумков [и др.] // Физика. Технологии. Инновации ФТИ-2017 Тезисы докладов IV Международной молодежной научной конференции Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 122-123.Shumkov D. E. Ensuring the reliability of cooling of heated fuel assemblies of IYR IVV-2M in a storage shaft / D. E. Shumkov [et al.] // Physics. Technologies. Innovations FTI-2017 Abstracts of the IV International Youth Scientific Conference Ekaterinburg: UrFU, 2017. – P. 122-123.Шумков, Д. Е. Обеспечение безопасности эксплуатации и хранения ОТВС ИЯУ ИВВ-2М с использованием системы пассивного расхолаживания шахты-хранилища / Д. Е. Шумков, О. Л. Ташлыков, С. М. Глухов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. – 2023. – № 3. – С. 115-124.Shumkov, D. E. Ensuring the safety of operation and storage of SFAS IYAU IVV-2M using a passive cooling system of a storage mine / D. E. Shumkov, O. L. Tashlykov, S. M. Glukhov // Issues of atomic science and technology. Series: Nuclear reactor constants. – 2023. – No. 3. – Р. 115-124.Литвинов Д. Н. Исследование надёжности теплоотвода при естественной и принудительной циркуляции в шахте-хранилище исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М / Д. Н. Литвинов [и др.] // V Международная молодежная научная конференция, посвященная памяти Почетного профессора УрФУ В. С. Кортова: Физика. Технологии. Инновации ФТИ2018. Тезисы докладов. Екатеринбург: УрФУ. – 2018. – С. 15-16.Litvinov D. N. Investigation of the reliability of the heat sink during natural and forced circulation in the storage mine of the IVV-2M research nuclear reactor / D. N. Litvinov [et al.] // V International Youth Scientific Conference dedicated to the memory of Honorary Professor of UrFU V. S. Kortov: Physics. Technologies. Innovations of the FTI-2018. Abstracts of the reports. Yekaterinburg: UrFU. – 2018. – Р. 15-16.Литвинов Д. Н. Исследование эффективности отвода остаточных тепловыделений облученных топливных сборок в шахте-хранилище исследовательского реактора / Д. Н. Литвинов [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: материалы Международной научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, посвященной памяти проф. Данилова Н. И. – Даниловских чтений. – Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 842-845.Litvinov D. N. Investigation of the efficiency of removal of residual heat from irradiated fuel assemblies in the storage shaft of a research reactor / D. N. Litvinov [et al.] // Energy and resource conservation. Energy supply. Non-traditional and renewable energy sources: materials of the International Scientific and Practical Conference of Students, Postgraduates and Young Scientists dedicated to the memory of Prof. Danilova N. I. – Danilovsky readings. – Yekaterinburg: UrFU, 2017. – Р. 842-845.Куртеев А. В Расчетная оценка отвода остаточных тепловыделений от шахты-хранилища облученных топливных сборок в строительные конструкции / А. В. Куртеев [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии. Атомная энергетика: материалы Международной научно-практической конференции – Даниловских чтений. – Екатеринбург: УрФУ, 2018. – С. 841-846.Kurteev A. V. The estimated assessment of the removal of residual heat from the storage mine of irradiated fuel assemblies in building structures / A. V. Kurteev [et al.] // Energy and resource conservation. Energy supply. Non-traditional and renewable energy sources. Nuclear power engineering: materials of the International Scientific and Practical Conference – Danilovsky readings. – Yekaterinburg: UrFU, 2018. – Р. 841-846.Kurteev A. V. Numerical simulation of residual heat removal from the spent fuel assemblies storage pit / Kurteev A. V. [et al.] / AIP Conference Proceedings 2174(1): 020170.Kurteev A. V. Numerical simulation of residual heat removal from the spent fuel assemblies storage pit / Kurteev A. V. [et al.] / AIP Conference Proceedings 2174(1): 020170.Шумков Д. Е. Моделирование теплогидравлических процессов в змеевиковом теплообменнике для определения эффективности теплообмена / Шумков Д. Е. [и др.] // Энергои ресурсосбережение. Энергообеспечение. Нетрадиционные и возобновляемые источники энергии: материалы Международной научно-практической конференции студентов, аспирантов и молодых ученых, посвященной памяти проф. Данилова Н. И. (1945-2015) – Даниловских чтений (Екатеринбург, 11–15 декабря 2017 г.). Екатеринбург: УрФУ, 2017. – С. 990-993.Shumkov D. E. Modeling of thermohydraulic processes in a coil heat exchanger to determine the efficiency of heat exchange / Shumkov D. E. [et al.] // Energy and resource saving. Energy supply. Non-traditional and renewable energy sources: materials of the International scientific and practical conference of students, graduate students and young scientists, dedicated to the memory of prof. Danilova N. I. (1945-2015) – Danilov readings (Ekaterinburg, December 11-15, 2017). Ekaterinburg: UrFU, 2017. – Р. 990-993.Sabharwall P. Phase change heat transfer device for process heat applications / P. Sabharwall [et al.] // Nuclear Eng. and Design. – 2010. – № 240.Sabharwall P. Phase change heat transfer device for process heat applications / P. Sabharwall [et al.] // Nuclear Eng. and Design. – 2010. – № 240.M. Khalid Usmani Heat transfer studies during natural convection boiling in an internally heated annulus / M. Khalid Usmani [et al.] // International Journal of Heat and Mass Transfer. – 2003. – № 46.M. Khalid Usmani Heat transfer studies during natural convection boiling in an internally heated annulus / M. Khalid Usmani [et al.] // International Journal of Heat and Mass Transfer. – 2003. – № 46.Рассохин Н. Г. Теплоотдача при поверхностном кипении в узких кольцевых каналах / Н. Г, Рассохин, Ма Цан-Вень, В. Н. Мельников. – Теплоэнергетика, 1963, № 5.Rassokhin N. G. Heat transfer at surface boiling in narrow annular channels / N. G., Rassokhin, Ma Tsang-Wen, V. N. Melnikov – Teploenergetika, 1963, No. 5.Thuong T. Van Experimental and theoretical justification of passive heat removal system for irradiated fuel assemblies of the nuclear research reactor in a spent fuel pool / Thuong T. Van [et al.] // Nuclear Engineering and Technology. – 2023. – № 55. – Р. 2088-2095.Thuong T. Van Experimental and theoretical justification of passive heat removal system for irradiated fuel assemblies of the nuclear research reactor in a spent fuel pool / Thuong T. Van [et al.] // Nuclear Engineering and Technology. – 2023. – № 55. – Р. 2088-2095.Kusuma M. H., Putra N., Widodo S. and Antariksawan A. R. Simulation of heat flux effect in straight heat pipe as passive residual heat removal system in light water reactor using RELAP5 Mod 3.2 (2016) Applied Mechanics and Materials. – Р. 122-126.Kusuma M. H. Simulation of heat flux effect in straight heat pipe as passive residual heat removal system in light water reactor using RELAP5 Mod 3.2 / M. H. Kusuma [et al.] // Applied Mechanics and Materials. – 2016. – Р. 122-126.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.