Архив статей журнала
Данная работа посвящена экспериментальным исследованиям применимости опытного образца рефлекс-радарного уровнемера в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя Pb-Bi с учетом влияния оксидных покрытий. Экспериментальные исследования по обоснованию работоспособности проводились в два этапа: на статичной емкости и в условиях циркуляционного стенда. На первом этапе исследований были проведены эксперименты на водяном и свинцово-висмутовом теплоносителях для обоснования работоспособности уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя. На втором этапе исследований были проведены ресурсные испытания в течение 120 часов с постоянным контролем уровня теплоносителя, а также ступенчатый слив теплоносителя из экспериментальной емкости. Было отмечено, что уровень погрешности полученных измерений находится в пределах допустимого. Экспериментальным путем было доказано, что на работоспособность уровнемера не влияют незначительные изменения геометрии, возникшие вследствие перепадов температур, образование оксидных покрытий на ответственных частях уровнемера и небольшое налипание теплоносителя на поверхности. Полученные результаты позволяют с уверенностью сказать о применимости исследуемой модели уровнемера в условиях тяжелого жидкометаллического теплоносителя как для исследовательских стендов, так и для реакторных установок.
Приведены результаты экспериментального исследования гидродинамики потока теплоносителя во входном участке ТВС кассетной активной зоны ректора типа РИТМ атомной станции малой мощности. Целью работы является исследование конструкции входного участка двух элементов на перераспределение осевой скорости потока теплоносителя. Для достижения цели проведена серия экспериментов на масштабной экспериментальной модели, включающая элементы конструкции входного участка от тарировочной шайбы до узла крепления твэлов к диффузору, а также пролет твэльного пучка между следящей решеткой и первой дистанционирующей решеткой. Исследования проводятся с использованием пневмометрического метода в нескольких характерных разрезах на более длинных моделях. Расположение точек измеряется в соответствии с поперечным сечением модели. Особенности вывода теплоносителя визуализированы картограммами осевой скорости потока рабочей среды, а также графиками осевой скорости по сечению пучка твэлов. Результаты экспериментального исследования использованы при оптимизации гидравлического профилирования элементов конструкции входного участка ТВС. Полученная база опытных данных может быть использована для валидации отечественной CFD-программы ЛОГОС, а также для уточнения методики теплогидравлического расчета активной зоны в поячечном приближении.
В настоящее время одной из приоритетных задач Госкорпорации «Росатом» является разработка и создание ЯЭУ с жидкометаллическим, в том числе с тяжелым жидкометаллическим, теплоносителем, в частности, РУ малой мощности. Применительно к этой задаче разработана и верифицирована специализированная версия расчетного кода КОРСАР/ЖМТ, основанная на базовой версии системного расчетного кода улучшенной оценки КОРСАР/В1.1 с водяным теплоносителем и последующей версии КОРСАР/В3, учитывающей присутствие в контуре неконденсирующихся газов. Новая версия расчетного кода предназначена для обеспечения расчета безопасности РУ со свинцово-висмутовым теплоносителем путем численного моделирования стационарных состояний, переходных и аварийных режимов ЯЭУ данного типа. В статье представлено описание методик расчета контурной теплогидравлики в двухжидкостном приближении. В качестве жидкой фазы рассматривается свинцово-висмутовый эвтектический сплав, в качестве паровой - парогазовая смесь. Такой подход позволяет производить расчетное моделирование межконтурных течей. Представлена матрица верификации РК КОРСАР/ЖМТ и приведены примеры валидации данного кода по результатам экспериментов на локальных и интегральных стендах с жидкометаллическим теплоносителем, а также по результатам испытаний стенда КМ-1 с ядерным обогревом.
Работа посвящена расчетному моделированию с использованием ПК Serpent и MCNP5 экспериментальных конфигураций сборок стенда БФС с центральной легководной вставкой (БФС-93) и без нее (БФС-57 и БФС-59). Данное моделирование необходимо, с одной стороны, для верификации программных комплексов для расчета реактора ВВЭР-С. С другой стороны - для верификации расчетных подходов, необходимость проведения которой связана с возрастающей потребностью в расчетном планировании экспериментов, предшествующих экспериментальному моделированию реактора ВВЭР-С на стенде БФС, и анализе результатов. Это связано с тем, что в основе работы реактора ВВЭР-С лежат новые физические принципы: возможность воздействовать на реактивность путем изменения водо-топливного отношения и, соответственно, спектра нейтронов в активной зоне. Другой особенностью моделируемого реактора является применение в его загрузке уран-плутониевого топлива с использование плутония из ОЯТ ВВЭР, которое обуславливает несколько более жесткий, по сравнению с урановым топливом, спектр нейтронов, формирование которого происходит путем реализации сложной совокупности физических процессов. В работе проведен расчетный анализ следующих экспериментов: расчеты на критичность, аксиальное и радиальное распределения энерговыделения, спектральные индексы и аксиальное распределение скоростей реакций деления в измерительном канале. Расчетный анализ данных экспериментов расширяет верификационный базис, а полученные результаты могут быть использованы для верификации программных средств, аттестация которых планируется применительно к расчетам реактора ВВЭР-С. Разработка программы исследований потребовала выполнения значительного количества нейтронно-физических расчетов, при этом для них выбраны те экспериментальные конфигурации критических сборок, которые наиболее близко отражают физические и спектральные эффекты, а также топливные составы.