ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОВЕДЕНИЯ РЕСУРСНЫХ ИСПЫТАНИЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТВС ВВР-КН В РЕАКТОРЕ ВВР-К

Приведены результаты расчетно-экспериментальных исследований по обоснованию безопасного проведения ресурсных испытаний опытной партии тепловыделяющих сборок (ТВС) с низкообогащенным топливом. По результатам расчетных исследований, проведенных в Институте ядерной физики Республики Казахстан, для перевода исследовательского водо-водяного реактора «Казахстанец» (ВВР-К) на топливо пониженного обогащения (19,7 % по изотопу урана-235) была выбрана восьмитрубная ТВС с тонкостенными твэлами (толщина 1,6 мм), впоследствии названная «Тепловыделяющая сборка водо-водяного реактора “Казахстанец” низкообогащенный» (ТВС ВВР-КН). Новая ТВС имеет развитую поверхность теплосъема, что позволяет создавать на ее основе компактную активную зону без увеличения расхода теплоносителя и тем самым улучшать экспериментальные возможности реактора. Представлены результаты реакторных испытаний опытной партии ТВС (три опытные ТВС ВВР-КН были изготовлены на Новосибирском заводе химконцентратов, Россия) на подтверждение проектных характеристик и проверки работоспособности новой конструкции ТВС с низкообогащенным урановым топливом. Расчетным путем доказано, что достижение проектных параметров ТВС возможно в активной зоне реактора ВВР-К. Отмечена основная проблема данного исследования – создание необходимых режимов испытаний в активной зоне реактора ВВР-К, так как мощность опытной ТВС более чем в два раза превышает мощность штатной ТВС реактора с высокообогащенным урановым топливом. Установлено, что проведение ресурсных испытаний трех опытных ТВС в активной зоне реактора ВВР-К потребовало изменения конфигурации и состава активной зоны и, следовательно, проведения анализа безопасности испытаний. Результаты расчетов показали, что во время проведения ресурсных испытания трех опытных ТВС обеспечивается теплотехническая надежность активной зоны реактора ВВР-К.

1. Аринкин, Ф.М. Feasibility Study of the WWR-K Reactor Conversion to Low-Enriched Fuel / Ф.М. Аринкин [и др.] // Снижение обогащения исследовательских и материаловедческих реакторов: труды международной конференции. – Вена, 2004. – С. 5.

2. Аринкин, Ф.М. Feasibility Analysis for Conversion of the WWR-K Reactor Using an Eight-Tube Uranium Dioxide Fuel Assembly / Ф.М. Аринкин [и др.] // Снижение обогащения исследовательских и материаловедческих реакторов: труды международной конференции. – Бостон, 2005. – С. 117.

3. Аринкин, Ф.М. Characteristics of the WWR-R reactor core with low-enriched uranium dioxide fuel / Ф.М. Аринкин [и др.] // Снижение обогащения исследовательских и материаловедческих реакторов: труды международной конференции. – Кейптаун, 2006. – С. 47.

4. Аринкин, Ф.М. Feasibility study of WWR-K reactor conversion to low-enriched fuel / Ф.М. Аринкин [и др.] // Менеджмент топлива исследовательских реакторов: труды международной конференции. – София, 2006. – С. 56.

5. Аринкин, Ф.М. Plan of WWR-K Conversion to LEU Fuel / Ф.М. Аринкин [и др.] // Снижение обогащения исследовательских и материаловедческих реакторов: труды международной конференции. – Пекин, 2009. – С. 30.

6. Аринкин, Ф.М План конверсии активной зоны реактора ВВР-К с использованием низкообогащенного топлива / Ф.М. Аринкин [и др.] // Ядерная и радиационная физика: труды международной конференции. – Алматы, 2009. – С.189–190.

7. Аринкин, Ф.М. Изменение конфигурации активной зоны исследовательского реактора ВВР-К с целью повышения энергонапряженности экспериментальных топливных сборок при их ресурсных испытаниях / Ф.М. Аринкин [и др.] // Известия ВУЗов. Серия Физика. – 2015. – Т. 58. – № 2/2. – С. 184–190.

8. IAEA Safety Standards Series, Safety of Nuclear Power Plants: Design. – V.: IAEA, 2000. – 91 p.

9. IAEA Safety Standards, Safety of Nuclear Power Plants: Design, SSR-2/1. – V.: IAEA, 2016. – 99 p

10. IAEA Safety Standards Series, Safety of Research Reactors, SSR-3. – V.: IAEA, 2016. – 152 p.

11. Шараевский, Г.И. Методология определения режима начала кипения в тепловыделяющих сборках твэлов путем анализа акустического шума // Ядерная и радиационная безопасность. – 2016. – № 3(71). – С. 48–55.

12. Шараевский, И. Г. Актуальные проблемы теплофизики проектных и тяжелых аварий ядерных энергоблоков / И. Г. Шараевский [и др.] // Ядерная и радиационная безопасность. – 2016. – № 2(70). – С. 32–36.

13. Коньшин, В.И. Верификация данных по кризису теплоотдачи в ТВС реакторов типа ВВЭР, полученных расчетным путем / В.И. Коньшин, В.А. Савоник // Энергетика: экономика, технологии, экология. – 2013. – № 1. – С. 96–103.

14. Arne P. Olson A Users Guide to the PLTEMP/ANL V3.5 Code / Arne P. Olson, M. Kalimullah. – A.: Argonne National Laboratory, 2008. – 184 p.

15. Kalimullah, M. Verification and Validation of the PLTEMP/ANL Code for Thermal-Hydraulic Analysis of Experimental and Test Reactors / M. Kalimullah [et al.]. – A.: 2015. – 1 408 p.

16. Примеры расчетов по гидравлике / под ред. А.Д. Альтшуля. – М.: Стройиздат, 1977. – 248 с.

17. Киселев, П.Г. Справочник по гидравлическим расчетам / П.Г. Киселев. – М.: Энергия, 1972. – 312 с.

18. Идельчик, И.Е. Справочник по гидравлическим сопротивлениям / И.Е. Идельчик. – М.: Машиностроение, 1975. – 560 с.

19. Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин. – М.: Атомиздат, 1968. – 485 с.

20. Коротких, А.Г. Основы гидродинамики и теплообмена в ядерных реакторах: учебное пособие / А.Г. Коротких, И.В. Шаманин. – Т.: ТГУ, 2007. – 117 с.

21. Кутателадзе, С.С. Справочник о теплопередаче / С.С. Кутателадзе, В.М. Боришанский – М.: Государственное энергетическое издательство, 1958. – 418 с.

22. Кириллов, П.Л. Справочник по теплогидравлическим расчетам (ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы) / П.Л. Кириллов, Ю.С. Юрьев, В.П. Бобков. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 360 с.

23. Ривкин, С.Л. Термодинамические свойства воды и водяного пара: справочник / С.Л. Ривкин, А.А. Александров. – М.: Энергоатомиздат, 1984. – 80 с.

24. Возобновление эксплуатации реактора ВВРК / под ред. Ж.Р. Жотабаева. – А.: А.о.ИАЭ НЯЦ РК, 1998. – 248 с.

25. Бейсебаев А.О. Стенд для исследования гидравлических характеристик макетов тепловыделяющих сборок / А.О. Бейсебаев [и др.] // Мир научных исследований. – 2011. – № 8–9. – C. 32–36.

26. Абагян Л.П. Программа MCU-REA с библиотекой ядерных констант DLC/MCUDAT 2.1 / Л.П. Абагян [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика атомных реакторов». – 2001. – № 3. – C. 55–62.

27. Briesmeister, J.F. MCNP/4В General Monte Carlo N-Particle Transport Code, Version 4A / LA: 1994. – Los Alamos National Laboratory, LA-12625-M. – 741 p.

28. Аrinkin, F. Start of low-enriched fuel lead test assemblies in the WWR-K reactor core / F. Аrinkin [et al.] // Снижение обогащения исследовательских и материаловедческих реакторов: труды международной конференции. – Сантьяго, 2011 – С. 82.

29. Аринкин, Ф.М. Первый этап испытаний экспериментальных тепловыделяющих сборок с низкообогащенным топливом в активной зоне реактора ВВР-К – результаты и выводы / Ф.М. Аринкин [и др.] // Вопросы атомной науки и техники. Серия Физика ядерных реакторов. – 2012. – №3. – С. 74–80.

30. Arinkin, F. Results of the trial of lead test assemblies in the WWR-K reactor / F. Arinkin [et al.] // Управление топливом исследовательских реакторов: труды международной конференции – Любляна, 2014 – С. 227–233.

31. Аринкин, Ф.М. Результаты испытаний опытных ТВС в активной зоне реактора ВВР-К / Ф.М. Аринкин [и др.] // Известия Томского политехнического университета. – 2014. – Т. 325. – № 4. – С. 6–15.