Архив статей журнала
Системы пассивного отвода тепла проектируются для расхолаживания аварийных ядерных реакторов. С целью повышения надежности системы проектируют, используя естественную циркуляцию для отвода остаточных тепловыделений. В ходе проведения экспериментов на простом контуре - имитаторе контура аварийного расхолаживания - получено хорошее совпадение опытных изменений во времени расхода естественной циркуляции и температуры воды и расчетов по коду RELAP-5 в однофазной постановке. При наличии осложняющих геометрию элементов циркуляционного контура, таких как гидрозатвор, часто встречающихся в обычном режиме пассивного отвода тепла, определяется расхождение расчетов с экспериментом. Экспериментаторы назвали причиной несоответствия появления скопления пузырей газа (воздуха) в опускном тракте гидрозатвора, что должно привести к увеличению гидравлического сопротивления и падению расхода циркуляции. Фотография гидрозатвора с прозрачными стенками подтверждена наличием скопления пузырей с объемным газосодержанием на уровне 10 %. Был сделан вывод о необходимости разработки расчетных кодов с моделью, которые более подробно описывают данную ситуацию. Расчетами авторов данной статьи удалось воспроизвести обнаруженное в ФЭИ экспериментальным путем отмеченное явление частичной блокировки расхода естественной циркуляции воды в контуре с гидрозатвором в результате выделения азота и кислорода из растворенного состояния в газообразном состоянии при постоянной мощности нагревателя. В основе расчетной методики использовалась модель гидродинамики с сохранением шести эффектов на основе широко применяемой на основе применения двухфазной гомогенной (двухскоростной) одномерной нестационарной гидродинамической модели. В моделях дополнительно зависит зависимость пределов растворимости газов от температуры.
В статье рассматривается возможность экспериментального обоснования работоспособности твэлов с МОКС-топливом и аксиальной прослойкой для перспективного реактора БН-1200М. Введение аксиальной воспроизводящей прослойки в активную зону обеспечивает возможность соответствующего увеличения кампании ТВС и выгорания МОКС-топлива за счет снижения уровня максимальной плотности нейтронного потока. Представлена информация по опыту облучения ЭТВС с МОКС-топливом на реакторе БН-600. Реакторные испытания твэлов с аксиальной воспроизводящей прослойкой в составе ЭТВС при условиях эксплуатации, соответствующих БН-1200М, будут проводиться впервые. С учетом новизны конструкции намечено разместить только четыре твэла с аксиальной прослойкой в твэльном пучке с гомогенным топливным столбом без прослойки. Приведены целевые параметры эксплуатации твэлов БН-1200М, показано их достижение при облучении экспериментальных твэлов с аксиальной прослойкой в составе КЭТВС-МАК в БН-600. В статье представлен график проведения реакторных испытаний КЭТВС-МАК. Запланировано облучение трех КЭТВС-МАК. По результатам облучения первой КЭТВС-МАК будут получены экспериментальные данные по поведению слоев топливных композиций на границе топлива и воспроизводящей прослойки. Облучение двух последующих КЭТВС-МАК будет проводиться с поэтапным увеличением выгорания МОКС-топлива. Показано влияние КЭТВС на нейтронно-физические характеристики активной зоны и параметры эксплуатации штатных ТВС.