Preview

Альтернативная энергетика и экология (ISJAEE)

Расширенный поиск
Доступ открыт Открытый доступ  Доступ закрыт Доступ платный или только для Подписчиков

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

https://doi.org/10.15518/isjaee.2018.10-12.023-033

Полный текст:

Аннотация

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.

Об авторах

А. А. Шаймерденов
РГП «Институт ядерной физики», Министерство энергетики РК; ФГАОУ ВО Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Казахстан

Асет Абдуллаевич Шаймерденов доктор физико-математических наук, профессор, Национальный исследовательский Томский политехнический университет, Физикотехнический институт, кафедра «Техническая физика»

д. 1, ул. Ибрагимова, Алматы, 050032, д. 30, пр. Ленина, Томск, 634050,

Россия



И. В. Шаманин
ФГАОУ ВО Национальный исследовательский Томский политехнический университет
Россия

Игорь Владимирович Шаманин – доктор физико-математических наук, профессор, Институт теплофизики им С.С Кутателадзе СО РАН / Институт безопасного развития атомной энергетики РАН

д. 30, пр. Ленина, Томск, 634050,

 

 



Н. В. Прибатурин
Институт теплофизики им С.С Кутателадзе СО РАН; Институт безопасного развития атомной энергетики РАН
Россия

Николай Алексеевич Прибатурин – доктор физико-математических наук, профессор

д. 1, пр. Академика Лаврентьева, Новосибирск, 630090, д. 52, ул. Большая Тульская, Москва, 115191



Ш. Х. Гизатулин
РГП «Институт ядерной физики», Министерство энергетики РК
Казахстан

Шамиль Хайрулович Гизатулин – старший научный сотрудник

д. 1, ул. Ибрагимова, Алматы, 050032

 



С. Н. Колточник
РГП «Институт ядерной физики», Министерство энергетики РК
Казахстан

Светлана Нухимовна Колточник кандидат физико-математических наук

д. 1, ул. Ибрагимова, Алматы, 050032



Л. В. Чекушина
РГП «Институт ядерной физики», Министерство энергетики РК
Казахстан

Людмила Васильевна Чекушина – кандидат физико-математических наук

д. 1, ул. Ибрагимова, Алматы, 050032



Список литературы

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.


Для цитирования:


Шаймерденов А.А., Шаманин И.В., Прибатурин Н.В., Гизатулин Ш.Х., Колточник С.Н., Чекушина Л.В. ТЕПЛОФИЗИЧЕСКОЕ ОБОСНОВАНИЕ ПРОВЕДЕНИЯ РЕСУРСНЫХ ИСПЫТАНИЙ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ТВС ВВР-КН В РЕАКТОРЕ ВВР-К. Альтернативная энергетика и экология (ISJAEE). 2018;(10-12):23-33. https://doi.org/10.15518/isjaee.2018.10-12.023-033

For citation:


Shaimerdenov A.A., Shamanin I.V., Pribaturin N.А., Gizatulin S.K., Koltochnik S.N., Chekushina L.V. THERMOPHYSICAL JUSTIFICATION TO CARRY OUT OF THE LTA LIFE TEST IN THE WWR-K REACTOR CORE. Alternative Energy and Ecology (ISJAEE). 2018;(10-12):23-33. (In Russ.) https://doi.org/10.15518/isjaee.2018.10-12.023-033

Просмотров: 86


ISSN 1608-8298 (Print)