Анализ размещения крупных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах в ЕЭС России [Текст] / Беляев Л. С. [и др. ] // Электрические станции. - 2009. - N 9. - С. 15-21. : 1 сх., 8 табл. - Библиогр.: с. 21 (14 назв. )
Рубрики: Энергетика Атомная энергетика Атомные электрические станции--Россия--Урал, регион, 2030 г. Кл.слова (ненормированные): атомная энергетика -- атомные электростанции -- АЭС -- надежность системная -- объединенные энергосистемы -- расчетные схемы -- реакторы на быстрых нейтронах -- резервы мощности -- системная надежность -- экономическая эффективность -- электропотребление -- энергоблоки Аннотация: Изложены результаты комплексных исследований размещения крупных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах в европейской секции ЕЭС России (включая Урал). В том числе проведено экономическое сопоставление этих блоков с конкурирующими тепловыми электростанциями на органическом топливе. Сделан анализ потенциальных потребностей в таких блоках и возможного их размещения по ОЭС на перспективу до 2030 г. Выполнены многовариантные расчеты системной надежности ЕЭС России при использовании крупных блоков с реакторами на быстрых нейронах. Доп.точки доступа: Беляев, Л. С.; Волкова, Е. Д.; Ковалев, Г. Ф.; Лебедева, Л. М.; Марченко, О. В.; Подковальников, С. В.; Савельев, В. А.; Чудинова, Л. Ю. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Зависимость критического диаметра зародыша пор в аустенитной стали ЧС-68 от температуры нейтронного облучения в модели образования гелий-вакансионных пузырьков [Текст] / А. В. Козлов [и др. ] // Физика и химия обработки материалов. - 2012. - № 1. - С. 16-22.
Рубрики: Энергетика Атомная энергетика Кл.слова (ненормированные): аустенитные стали -- реакторы на быстрых нейтронах -- трансмутационный гелий -- зародыши пор аустенита -- электронно-микроскопические исследования -- оболочки ТВЭЛов -- температура нейтронного облучения -- гелий-вакансионные пузырьки Аннотация: Рассмотрен механизм зарождения пор в аустенитной стали ЧС-68 при облучении в нейтронном спектре реакторов на быстрых нейтронах, связанный с образованием пузырьков из комплексов вакансий и атомов трансмутационного гелия. Рассчитана зависимость критического размера зародыша пор от температуры облучения нейтронами спектра реактора БН-600. Полученные данные сопоставлены с результатами электронно-микроскопических исследований аустенитной стали ЧС-68, облученной в качестве оболочек ТВЭЛов в реакторе БН-600 при температурах 380-580 градусов Цельсия. Доп.точки доступа: Козлов, А. В.; Портных, И. А.; Блохин, А. И.; Блохин, Д. А.; Демин, Н. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Бакиров, М. Б. Опыт обоснования продления проектного срока службы трубопроводов АЭС с реакторами на быстрых нейтронах [Текст] / М. Б. Бакиров, И. А. Белуник, Ю. В. Носов // Заводская лаборатория. Диагностика материалов. - 2012. - Т. 78, № 8. - С. 46-51. - Библиогр.: с. 51 (5 назв. ) . - ISSN 1028-6861
Рубрики: Техника Материаловедение Энергетика Ядерные реакторы Транспорт Трубопроводный транспорт Кл.слова (ненормированные): продление срока службы -- срок службы трубопроводов -- трубопроводы АЭС -- реакторы на быстрых нейтронах -- безобразцовый контроль металла -- ползучесть -- вдавливание индентора -- шаровые инденторы -- работоспособность металла -- аустенитные трубопроводы -- эксплуатационное старение -- испытания на ползучесть Аннотация: Предложен подход к продлению срока службы трубопроводов реактора на быстрых нейтронах на сверхпроектный 45-летний срок службы эксплуатации. Разработан метод безобразцового контроля металла в условиях ползучести при эксплуатации. Доп.точки доступа: Белуник, И. А.; Носов, Ю. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Системы очистки натриевого теплоносителя АЭС с реактором БН-1200 [Текст] / В. В. Алексеев [и др.] // Теплоэнергетика. - 2013. - № 5. - С. 9-21 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): реакторы -- теплоносители -- очистка теплоносителей -- натриевые теплоносители -- атомные электрические станции -- ядерные энергетические установки -- реакторы на быстрых нейтронах Аннотация: При обосновании системы очистки (СО) АЭС с реактором БН-1200 проанализированы как традиционные методы очистки теплоносителя (холодные ловушки, сорбенты для удаления цезия), обеспечившие успешную эксплуатацию ядерных энергетических установок (ЯЭУ) с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, так и возможность использования очистки натрия от кислорода горячими ловушками. Показано, что холодная ловушка, встроенная в бак реактора, должна быть обязательным элементом системы очистки I контура реакторной установки. Горячие ловушки могут обеспечить очистку натриевого теплоносителя в I контуре от кислорода при работе АЭС на номинальном режиме. С учетом результатов проведенных исследований рекомендованы основные направления работ по улучшению характеристик холодных ловушек. Доп.точки доступа: Алексеев, В. В.; Ковалев, Ю. П.; Калякин, С. Г.; Козлов, Ф. А.; Кумаев, В. Я.; Кондратьев, А. С.; Матюхин, В. В.; Пирогов, Э. П.; Сергеев, Г. П.; Сорокин, А. П.; Торбенкова, И. Ю. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Жуков, А. В. Аварийное расхолаживание реакторов на быстрых нейтронах естественной конвекцией [Текст] / А. В. Жуков, А. П. Сорокин, Ю. А. Кузина // Теплоэнергетика. - 2013. - № 5. - С. 42-52 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): нейтроны -- реакторы -- аварийное расхолаживание -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплогидравлика -- теплоотводы -- теплообменники Аннотация: Рассматриваются различные способы аварийного расхолаживания реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) естественной конвекцией. Демонстрируется эффективность ее использования для этих целей. Поясняются принципы работы разных систем пассивного отвода остаточного тепла при расхолаживании реактора. Описываются российские экспериментальные исследования по обоснованию теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов, которые включают экспериментальные работы по изучению теплогидравлики в уменьшенных модельных установках, содержащих характерные компоненты реактора (элементы активной зоны, центральную колонну, погружной и промежуточный теплообменники, насосы и т. п. ). Отмечается, что перспективной системой теплоотвода при расхолаживании быстрых реакторов является система, основанная на использовании межкассетных протечек теплоносителя. Рассматриваются зарубежные исследования по данной тематике, особо отмечены эксперименты на водяных моделях RAMONA и NEPTUN. Доп.точки доступа: Сорокин, А. П.; Кузина, Ю. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Пространственная кинетика в реакторах на быстрых нейтронах [Текст] / Селезнев Е. Ф. [и др.] // Известия Российской академии наук. Энергетика. - 2013. - № 3. - С. 41-52 : ил. - Библиогр.: с. 52 (5 назв.) . - ISSN 0002-3310
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): реакторы -- быстрые реакторы -- нейтроны -- запаздывающие нейтроны -- быстрые нейтроны -- тепловые нейтроны -- реакторы на быстрых нейтронах -- уравнения переноса нейтронов -- уравнения точечной кинетики -- пространственная кинетика -- критические сборки -- кинетика реакторов -- быстрые физические стенды -- физические стенды Аннотация: Представлен анализ решения пространственного нестационарного уравнения переноса нейтронов на примере реактора на быстрых нейтронах. Проведенные в последнее время эксперименты по пространственной кинетике на комплексе критических сборок - быстром физическом стенде - и их обсчеты по программе TIMER - решения нестационарного уравнения в трехмерной геометрии в многогрупповом диффузионном приближении для решения прямой и обратной задач кинетики реактора, показали, что кинетика реакторов на быстрых нейтронах существенно отличается от кинетики реакторов на тепловых нейтронах. Отличие связано с влиянием спектра запаздывающих нейтронов на скорости процесса в быстром реакторе. Доп.точки доступа: Селезнев, Е. Ф.; Белов, А. А.; Панова, И. С.; Матвиенко, И. П.; Жуков, А. М. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Разработка программных средств для моделирования термомеханического поведения ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах [Текст] : [Текст] / А. А. Сорокин [и др.] // Математическое моделирование. - 2013. - Т. 25, № 4. - С. 29-43 : 5 рис. - Библиогр.: с. 42-43 (12 назв. ) . - ISSN 0234-0879
Рубрики: Техника Техническая механика Кл.слова (ненормированные): реакторы на быстрых нейтронах -- топливные коды -- ядерное топливо Аннотация: Приводится краткое описание моделей программного модуля РТОП-М для расчета механического взаимодействия топлива тепловыделяющего элемента с его оболочкой в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Приведены результаты тестовых расчетов механических напряжений и деформаций в оболочке ТВЭЛ для разной геометрии решаемой задачи. Доп.точки доступа: Сорокин, А. А.; Улыбышев, К. Е.; Алиев, Т. Н.; Евдокимов, И. А.; Зборовский, В. Г.; Лиханский, В. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : ч.з. (1) Свободны: ч.з. (1) |
Экспериментальные исследования теплоотдачи и полей температуры в моделях, имитирующих тепловыделяющие сборки активной зоны ядерного реактора c тяжелым жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / И. А. Беляев [и др.] // Теплоэнергетика . - 2015. - № 9. - С. 34-40 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Рейнольдса числа -- автоматизированные системы научных исследований -- активные зоны реакторов -- верификация кодов -- дистанционирующие решетки -- жидкометаллические теплоносители -- каналы с поперечным сечением -- коэффициенты теплоотдачи -- реакторы на быстрых нейтронах -- твэлы -- температурные поля -- теплоносители -- числа Рейнольдса -- шарнирные зонды -- экспериментальные исследования Аннотация: Цель настоящего экспериментального исследования - получение информации о температурных полях и коэффициентах теплоотдачи при течении жидкометаллического теплоносителя в моделях, имитирующих элементарную ячейку активной зоны реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Для дистанционирования твэлов в активной зоне реактора рассматривались два конструктивных варианта: в первом варианте дистанционирование осуществлялось с помощью спиральной проволочной навивки на наружной поверхности твэла, во втором - путем установки дистанционирующей решетки. Эксперименты выполнялись на ртутном контуре кафедры инженерной теплофизики НИУ МЭИ. Были изготовлены два экспериментальных участка, моделирующих элементарную ячейку для каждого рассматриваемого варианта дистанционирования твэлов. Исследование температурных полей осуществлялось с помощью специального шарнирного зонда, позволяющего производить измерение температуры в любой точке исследуемого поперечного сечения канала. Для определения коэффициентов теплоотдачи использовались значения температур стенки, полученные в момент касания корольком термопары зонда стенки канала. Такой способ определения температуры стенки позволяет избежать погрешностей, неминуемых при измерении температуры стенки с помощью термопар, закладываемых в пазы, выфрезерованные в стенке. При проведении экспериментов использовалась автоматизированная система научных исследований (АСНИ), обеспечивающая получение большого объема информации за короткое время. Экспериментальные исследования на первом опытном участке выполнены при Re = 8700, на втором - при пяти значениях числа Рейнольдса. Информация о температурных полях получена статистической обработкой массива выборочных значений показаний термопары зонда в 300 точках поперечного сечения экспериментального канала. Получен богатый материал для верификации кодов, используемых для расчета полей скорости и температуры в каналах с поперечным сечением сложной формы, моделирующих проходные сечения для жидкометаллических теплоносителей, охлаждающих активную зону ядерных реакторов. Доп.точки доступа: Беляев, И. А.; Генин, Л. Г.; Крылов, С. Г.; Новиков, А. О.; Разуванов, Н. Г.; Свиридов, В. Г. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Лабораторное моделирование теплообмена жидкостей с числами pr 1 [Текст] / И. А. Беляев [и др.] // Теплоэнергетика . - 2016. - № 2. - С. 5-13 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Термоядерная энергетика Кл.слова (ненормированные): верификация кодов -- гибридные токамаки -- гидродинамика -- жидкие металлы -- магнитогидродинамический теплообмен -- расплавы солей -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплоносители -- теплообмен жидких металлов -- термоядерные источники нейтронов -- флайбы -- флинаки -- численное моделирование -- ядерные энергоустановки Аннотация: Жидкие металлы являются перспективными теплоносителями ядерных энергоустановок нового поколения, таких как реакторы на быстрых нейтронах и гибридные токамаки - термоядерные источники нейтронов (ТИН). Авторы статьи на протяжении многих лет проводят исследования гидродинамики и теплообмена жидких металлов, стараясь воспроизвести условия, приближенные к реальным в реакторах на быстрых нейтронах и в ТИН. В последнем случае течение жидкого металла происходит в сильном магнитном поле и при больших тепловых нагрузках, которые приводят к развитию термогравитационной конвекции в потоке. При этом могут возникать весьма опасные режимы магнитогидродинамического (МГД) теплообмена, которые не были известны ранее, но в сочетании с другими, известными давно режимами, например возрастанием гидравлического сопротивления в сильном магнитном поле, делают возможность создания надежной системы охлаждения ТИН с жидкометаллическим теплоносителем проблематичной. Существует разумная альтернатива жидким металлам в ТИН - расплавленные соли, а именно расплав фторидов лития и бериллия (флайб) или расплав фторидов щелочных металлов (флинак). Однако расплавы солей - пока еще мало изученные среды, и их применение требует детального научного обоснования. Авторы статьи проводят анализ современного состояния исследований в данном направлении. Свой вклад в эти исследования авторы видят в получении ответа на вопрос: возможно ли в расплавах солей существование крайне опасных режимов МГД-теплообмена, обнаруженных в жидких металлах и упомянутых выше? Для ответа на этот вопрос проводятся эксперименты и параллельно численное моделирование. Экспериментальный стенд представляет собой водяной контур, поскольку вода (или вода с добавками, увеличивающими электропроводность) является удобной средой для лабораторного моделирования теплообмена солей в условиях ТИН. Исследуются локальные коэффициенты теплоотдачи по длине обогреваемой трубы, трехмерные (по длине и по сечению, включая область вязкого подслоя) поля осредненной температуры и температурных пульсаций. Подробно описана зондовая методика измерений в потоке. Опытные данные предназначены для верификации кодов численного моделирования теплообмена расплавов солей. Доп.точки доступа: Беляев, И. А.; Захарова, О. Д.; Краснощёкова, Т. Е.; Свиридов, В. Г.; Сукомел, Л. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Фролов, А. А. Методика расчета пространственного распределения температур и тепловых потоков в парогенераторе ядерной энергетической установки с реактором на быстрых нейтронах РБ-ЕЦ [Текст] / А. А. Фролов, А. А. Седов // Теплоэнергетика . - 2016. - № 8. - С. 49-54 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): CFD-моделирование -- быстрые жидкометаллические реакторы -- жидкометаллические реакторы -- прямоточные парогенераторы -- реакторы на быстрых нейтронах -- тяжелометаллические теплоносители -- ядерные энергетические установки Аннотация: Рассматривается методика комбинированного 3D/1D-моделирования теплогидравлики прямоточного парогенератора (ПГ), основанная на совмещенном расчете трехмерной тепло- и гидродинамики однофазного греющего теплоносителя в межтрубном пространстве и одномерной теплогидравлики парогенерирующих каналов (труб) с использованием широко известных корреляций для трения и теплоотдачи при разных режимах кипения. Данная методика позволяет получать пространственное распределение температур и тепловых потоков теплопередающих поверхностей ПГ с однофазным греющим теплоносителем в межтрубном пространстве и парогенерацией внутри труб. Методика применена при расчетном исследовании номинального режима работы прямоточного ПГ ядерной энергетической установки (ЯЭУ) с тяжелометаллическим реактором на быстрых нейтронах РБ-ЕЦ, разрабатываемым НИЦ “Курчатовский институт” совместно с ОКБ “Гидропресс” и ГНЦ РФ-ФЭИ. Получена картина течения и температурных полей греющего тяжелометаллического теплоносителя в межтрубном пространстве. Выявлены неравномерности подогрева пароводяного теплоносителя в различных теплообменных трубах и неравномерности распределения тепловых потоков на теплопередающих поверхностях ПГ. Доп.точки доступа: Седов, А. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Экспериментальные исследования теплообмена при кипении натрия в модели ТВС в обоснование безопасности перспективного реактора на быстрых нейтронах [Текст] / Р. Р. Хафизов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 1. - С. 10-19 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Атомные электрические станции Кл.слова (ненормированные): COREMELT -- верификация расчетных кодов -- моделирование развития аварийных ситуаций -- натриевые теплоносители -- реакторы -- реакторы на быстрых нейтронах -- тепловыделяющие сборки Аннотация: Численное моделирование развития аварийной ситуации типа ULOF (прекращение расхода теплоносителя через реактор) в реакторе на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, выполненное с использованием кода COREMELT, указывает на возникновение кипения натрия в активной зоне. Процесс кипения сопровождается колебаниями технологических параметров реакторной установки, которые могут продолжаться в течение нескольких десятков секунд. При этом возможна реализация устойчивого режима отвода тепла остаточного энерговыделения. Существенное влияние на результаты расчетов оказывает используемая в коде модель двухфазного потока теплоносителя, которая нуждается в экспериментальном подтверждении. Для исключения развития аварийной ситуации, приводящей к разрушению элементов активной зоны, предложено конструктивное решение, заключающееся в использовании натриевой полости над активной зоной реактора. Создана экспериментальная установка и проведены исследования теплообмена при кипении натрия в модельной тепловыделяющей сборке (ТВС) реактора на быстрых нейтронах в режимах естественной и вынужденной циркуляции с натриевой полостью и моделью верхнего торцевого экрана. Показано, что при наличии натриевой полости существует возможность обеспечения длительного охлаждения ТВС при плотности теплового потока на поверхности имитаторов твэлов до 140 и 170 кВт/м2 в режиме естественной и вынужденной циркуляции соответственно. Полученные данные используются для уточнения расчетной модели процесса кипения натрия в ТВС и верификации расчетного кода COREMELT. Доп.точки доступа: Хафизов, Р. Р.; Поплавский, В. М.; Рачков, В. И.; Сорокин, А. П.; Труфанов, А. А.; Ашурко, Ю. М.; Волков, А. В.; Иванов, Е. Ф.; Привезенцев, В. В. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Реактор на быстрых нейтронах: экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в различных режимах работы [Текст] / А. Н. Опанасенко [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 5. - С. 24-33 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): автономные теплообменники -- натриевые теплоносители -- пассивные системы аварийного расхолаживания -- погружные теплообменники -- реакторы на быстрых нейтронах -- теплогидравлические процессы -- теплоносители Аннотация: Представлены результаты экспериментальных исследований на интегральной водяной модели полей температуры и структуры движения неизотермического теплоносителя в элементах I контура реактора на быстрых нейтронах (далее быстрого реактора) с натриевым теплоносителем в различных режимах: принудительной циркуляции (ПЦ), при переходе к режиму расхолаживания и аварийном расхолаживании с естественной конвекцией теплоносителя. Показано, что в результате действия подъемных сил при движении неизотермического теплоносителя в верхней камере реактора на периферии ее нижней области над боковыми экранами формируется изотермическая устойчивая зона холодного теплоносителя, размеры которой с ростом общего расхода воды увеличиваются. Выявлена существенная и устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней (горячей) камеры реактора над боковыми экранами, в холодной и напорной камерах, элеваторной выгородке, системе охлаждения корпуса реактора, на выходе из промежуточных и автономных теплообменников в различных режимах их работы. На границах раздела стратифицированных и рециркуляционных образований зафиксированы большие градиенты и пульсации температуры. Во всех исследованных вариантах расхолаживания температура теплоносителя на выходе из головок тепловыделяющих сборок (ТВС) активной зоны (АЗ) понижается, а температура теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры увеличивается по сравнению с режимом ПЦ. Подтверждена высокая эффективность пассивной системы аварийного расхолаживания реактора на быстрых нейтронах (БН-1200) с погружными автономными теплообменниками (АТО). Так, при работе в штатном режиме даже при отказе трех погружных АТО температура оборудования внутри реактора остается в допустимых пределах и отвод тепла остаточного энерговыделения от реактора обеспечивается без превышения пределов безопасной эксплуатации. Полученные результаты могут быть использованы как для верификации расчетных кодов, так и для приближенной оценки параметров реакторной установки при пересчете по критериям подобия. Доп.точки доступа: Опанасенко, А. Н.; Сорокин, А. П.; Зарюгин, Д. Г.; Труфанов, А. А. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Экспериментальные исследования нового способа расхолаживания перспективного реактора на быстрых нейтронах [Текст] / В. В. Пахолков [и др.] // Теплоэнергетика. - 2017. - № 7. - С. 39-47 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): автономные теплообменники -- расхолаживание реакторов -- реакторы на быстрых нейтронах -- системы аварийного отвода тепла -- тепловыделяющие сборки -- циркуляционные насосы -- экспериментальные исследования Аннотация: Рассмотрен новый способ расхолаживания реактора на быстрых нейтронах с помощью системы аварийного отвода тепла (САОТ) с обратным клапаном. При этом способе теплоноситель из автономного теплообменника (АТО), погруженного в бак реактора, поступает в напорную камеру реактора и далее внутрь тепловыделяющих сборок (ТВС). На выходе АТО установлен обратный клапан, который открывается под действием силы тяжести после отключения главных циркуляционных насосов первого контура (ГЦН-1). Экспериментальные исследования нового и альтернативных способов расхолаживания проведены в ОКБМ на стенде "ТИСЕЙ". С применением оптической системы анемометрии по изображениям частиц, разработанной специалистами ИПФ РАН, получены поля скорости в верхней камере модели реактора. В статье рассмотрены процесс развития естественной циркуляции в модели реактора и САОТ и происходящие при этом изменения полей температуры и скорости. Обнаружено существенное влияние положения клапана в вытеснителе ГЦН-1 на развитие естественной циркуляции воды в реакторе через АТО (в некоторых режимах получено опрокидывание циркуляции через АТО). Исследованы также альтернативные варианты исполнения САОТ без обечайки на выходе АТО с открытым и закрытым обратным клапаном. При открытом обратном клапане, несмотря на отсутствие обечайки, часть расхода через АТО поступает в трубопровод АТО и далее внутрь имитаторов ТВС. При имитации режимов работы реактора на мощности в модели реактора обнаружена температурная стратификация жидкости, усиливающаяся в режиме расхолаживания через САОТ. Эти данные качественно согласуются с результатами испытаний на реакторах БН-600, БН-800. Доп.точки доступа: Пахолков, В. В.; Кандауров, А. А.; Поцелуев, А. И.; Рогожкин, С. А.; Сергеев, Д. А.; Троицкая, Ю. И.; Шепелев, С. Ф. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Актуальные проблемы теплофизики реакторов на быстрых нейтронах [Текст] / А. П. Сорокин [и др.] // Теплоэнергетика. - 2018. - № 10. - С. 60-69 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): атомные электростанции -- баки реакторов -- гидродинамика -- жидкометаллические теплоносители -- моделирование -- натрий -- парогенераторы -- пульсации температуры -- реакторы на быстрых нейтронах -- свинец -- тепловыделяющие сборки -- теплоносители -- теплообмен -- теплофизические исследования Аннотация: Представлены и проанализированы результаты актуальных теплофизических исследований в обоснование характеристик и безопасности реакторов на быстрых нейтронах (быстрых реакторов) с жидкометаллическими теплоносителями: перспективного реактора на быстрых нейтронах большой мощности с натриевым теплоносителем и быстрого реактора со свинцовым теплоносителем. Изложены результаты экспериментальных исследований гидродинамики и теплообмена при стратифицированном течении теплоносителя, теплогидравлики крупномодульного парогенератора “натрий-вода” при различных режимах работы реактора, деградации тепловыделяющей сборки в процессе развития тяжелой аварии с потерей расхода натрия в реакторе на быстрых нейтронах. Идентифицированы основные механизмы деградации оболочек имитаторов твэлов, проведена оценка распределения материалов-маркеров по высоте сборки в ее конечном состоянии, изучены явления блокировки проходных сечений сборки и выброса материалов-маркеров за ее пределы. Показана целесообразность встроенной в бак реактора комбинированной системы очистки натрия, в которой холодные ловушки являются обязательным элементом, а горячие ловушки обеспечивают ускоренную очистку от кислорода при работе АЭС на номинальном режиме. Представлены результаты теплогидравлических исследований активной зоны реактора со свинцовым теплоносителем на стенде “6Б” и парогенератора на стенде СПРУТ1 в ГНЦ РФ-ФЭИ. На теплогидравлической модели парогенератора реакторной установки со свинцовым теплоносителем установлено, что значения температуры пара на выходе из обоих коллекторов совпадают. Совпадают и температуры свинца на выходе из опускного участка и в основном тракте свинца. В опытах не обнаружено пульсаций расхода питательной воды, давления в контурах, что свидетельствует об устойчивости режимов при работе на неполной нагрузке. Рассмотрены состояние и перспективы развития технологии тяжелых жидкометаллических теплоносителей. Показано, что имеется принципиальная возможность обеспечить требуемые параметры высокотемпературного быстрого реактора с натриевым теплоносителем для производства большого количества водорода, например, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Анализируются проблемы, которые нужно решить при дальнейших теплофизических исследованиях. Доп.точки доступа: Сорокин, А. П.; Кузина, Ю. А.; Труфанов, А. А.; Камаев, А. А.; Орлов, Ю. И.; Алексеев, В. В.; Грабежная, В. А.; Загорулько, Ю. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Физические модели для расчета разрушений твэла и активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем, реализованные в коде Евклид/v2 [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 5-15 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- атомные электростанции -- быстрые реакторы -- жидкие металлы -- жидкометаллические теплоносители -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- твэлы -- трехмерные многокомпонентные модели Аннотация: Представлено описание основных моделей второй версии интегрального кода ЕВКЛИД/V2, разрабатываемого для сквозного анализа тяжелых аварий в реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Приведена краткая информация об основных аналогах кода. В отличие от первой версии, вторая версия кода позволяет дополнительно анализировать проектные и запроектные аварии с разрушением твэлов, ТВС и активной зоны. Для этой цели в код дополнительно включены модули, с помощью которых можно рассчитывать разгерметизацию твэла вследствие его плавления, выход продуктов деления в теплоноситель, их перенос по контуру и выход в помещения атомной электростанции. В код также включены модули для расчета разрушения активной зоны. Особое внимание уделено физическим моделям для расчета плавления материалов активной зоны, движению образовавшегося расплава, его взаимодействию с теплоносителем и другими материалами, распространению продуктов деления. Для расчета разрушения активной зоны реализована трехмерная многокомпонентная модель. Способы расчета теплообмена и трения компонентов между собой опираются на хорошо зарекомендовавшие себя аналитические и эмпирические соотношения для определения коэффициента теплоотдачи и трения. Представленные в работе коэффициенты зависят также от реализуемого режима течения многокомпонентного потока и типа компонентов (металл, керамика). Приведено описание алгоритмов совместной работы термомеханического, теплогидравлического, нейтронно-физического модулей и модуля термического разрушения твэла. Акцент сделан на способах обмена данными во время аварийного процесса в реакторной установке. Представлены подходы, используемые для расчета переноса продуктов деления в теплоносителе и в помещениях АЭС. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Мосунова, Н. А.; Стрижов, В. Ф.; Сорокин, А. А.; Фролов, С. А.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |
Верификация кода Евклид/v2 на основе экспериментов с разрушением элементов активной зоны реактора с жидкометаллическим теплоносителем [Текст] / А. А. Бутов [и др.] // Теплоэнергетика. - 2019. - № 5. - С. 16-24 . - ISSN 0040-3636
Рубрики: Энергетика Ядерные реакторы Кл.слова (ненормированные): Евклид/v2 -- активные зоны -- быстрые реакторы -- верификация -- жидкие металлы -- интегральные коды -- моделирование -- реакторы на быстрых нейтронах -- реакторы с жидкометаллическим охлаждением -- твэлы -- теплоносители -- экспериментальные стенды Аннотация: Представлены результаты верификации разрабатываемого в ИБРАЭ РАН интегрального кода ЕВКЛИД/V2, предназначенного для анализа аварийных ситуаций в реакторных установках на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением. Среди дополнительных возможностей кода, по сравнению с его первой версией, расчет отдельных элементов оборудования в трехмерном приближении, учет переноса продуктов деления, продуктов коррозии в теплоносителе и в помещениях атомных станций, а также расчет тяжелых аварий в реакторе на быстрых нейтронах. В настоящей работе представлены результаты верификации кода и обоснование его применимости для расчета аварий с разрушением твэлов и активной зоны. Верификация выполнена на базе данных, полученных на экспериментальных установках и аналитических тестах. Кратко изложена информация об основных экспериментах, использованная для верификации кода. В частности, использованы данные экспериментов, выполненных в Национальных лабораториях США: Окриджской, Аргоннской и в Сандии, в Национальном ядерном центре Республики Казахстан и на стенде Нижегородского государственного технического университета в России. Приведены фрагменты матрицы верификации интегрального кода ЕВКЛДИД/V2. С учетом результатов расчетов и экспериментов обоснованы погрешности определения с помощью кода ЕВКЛИД/V2 наиболее важных для анализа последствий аварий параметров. Выявлены диапазоны параметров, в которых проведена верификация кода. По результатам моделирования отдельных экспериментов выполнен также анализ неопределенности и чувствительности результатов расчетов. Определены факторы, оказывающие основное влияние на результаты расчетов. Показано, что с учетом неопределенности входных данных результаты расчетов согласуются с результатами экспериментов. Доп.точки доступа: Бутов, А. А.; Жданов, В. С.; Климонов, И. А.; Кудашов, И. Г.; Кутлиметов, А. Э.; Лобанов, П. Д.; Мосунова, Н. А.; Сорокин, А. А.; Стрижов, В. Ф.; Усов, Э. В.; Чухно, В. И. Имеются экземпляры в отделах: всего 1 : эн.ф. (1) Свободны: эн.ф. (1) |