ИЗВЕСТИЯ ВЫСШИХ УЧЕБНЫХ ЗАВЕДЕНИЙ. ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА

Представлены результаты исследований процессов гидродинамики и теплообмена в реакторах на быстрых нейтронах. Анализируются данные по турбулентному переносу импульса в пучках стержней. Показано, что интенсификация турбулентного переноса импульса в каналах пучков стержней обусловлена крупномасштабным турбулентным переносом импульса (вторичными токами). Объясняется интенсификация межканального турбулентного обмена в тесных решетках стержней. Получена зависимость для коэффициентов неподобия вынужденного проволочной навивкой межканального конвективного обмена массой, импульсом и энергией в пучках стержней. Изложены методики и результаты численного моделирования статистических характеристик теплогидравлики в тепловыделяющих сборках твэлов с использованием метода Монте-Карло, а также термомеханического анализа сборок твэлов в процессе кампании. Изложены результаты моделирования на водяной модели полей температуры и структуры движения теплоносителя в первом контуре реактора в различных режимах. Выявлена устойчивая температурная стратификация теплоносителя в периферийной зоне верхней камеры реактора над боковыми экранами. Показано, что процесс кипения щелочных жидких металлов в тепловыделяющих сборках твэлов характеризуется устойчивыми и пульсационными режимами, кризисом теплообмена. Показано согласие результатов экспериментального и численного моделирований. Построена картограмма режимов течения двухфазного потока щелочных жидких металлов в сборках твэлов. Анализируются влияние шероховатости поверхности твэлов на процесс кипения и теплоотдача при кипении жидких металлов. Показано длительное охлаждение тепловыделяющей сборки с «натриевой полостью» над активной зоной реактора в аварийных режимах с кипением жидких металлов. Сформулированы задачи дальнейших исследований.

Высокопоточный материаловедческий реактор СМ-3 с максимальной плотностью потока нейтронов до 5·1015 с–1× см–2 пущен в эксплуатацию в 1961 г. В период с июля 2019 г. по октябрь 2020 г. была проведена радикальная модернизация реактора с заменой всех внутрикорпусных устройств. Основная научно-техническая идея работ заключалась в кардинальном изменении компоновки активной зоны с двукратным увеличением объема нейтронной ловушки и количества экспериментальных ячеек со сверхвысокой плотностью потока нейтронов. Фактически модернизация представляла собой создание абсолютно новой конструкции активной зоны реактора СМ-3 со значительно улучшенными экспериментальными характеристиками, позволяющими расширить направления научных и прикладных исследований. Создана новая компоновка активной зоны на основе новых конструкций нейтронной ловушки, рабочих органов, исполнительных механизмов и новой аппаратуры системы управления и защиты реактора. Значительно улучшены экспериментальные характеристики реактора, количество ячеек в нейтронной ловушке возросло с 27-ми до 57-ми, возможность наработки трансплутониевых элементов и радионуклидов высокой удельной активности увеличилась в 1,8 раза Существенно улучшена надежность и безопасность эксплуатации, обеспечено продление срока службы реактора, по меньшей мере, до 2040 г. Описаны основные научно-технические решения, содержание и результаты работ по модернизации реактора СМ-3.

Представлены результаты экспериментального исследования теплофизических свойств водных растворов борной кислоты с добавкой гидроксида калия, используемого для соответствия требованиям водно-химического режима первого контура ВВЭР. Параметры были измерены при давлении P=0,1 МПа в диапазоне температур 25–90°C при следующих концентрациях H3BO3 в растворах: плотность 2,5–150 г/кг H2O, вязкость 2,5–100 г/кг H2O, поверхностное натяжение 2,5–150 г/кг H2O. Описаны основное экспериментальное оборудование и методика проведения исследований. На основании экспериментальных данных получены зависимости теплофизических свойств растворов от концентрации борной кислоты. Выявлены особенности изменения поверхностного натяжения H3BO3 при изменении концентрации и росте температуры раствора борной кислоты с корректирующей добавкой гидроксида калия.

Результаты проведенных исследований позволяют расширить диапазон известных свойств водных растворов борной кислоты и имеют важное прикладное значение для АЭС с реакторами ВВЭР нового поколения. Полученные экспериментальные данные могут быть использованы для уточнения результатов расчетов аварийных процессов в реакторной установке ВВЭР при работе комплекса пассивных систем безопасности, включающего в себя системы пассивного залива активной зоны, пассивного отвода тепла от парогенератора и гидроемкости третьей ступени.

Выполнено сценарное моделирование накопления америция и плутония-241 в модели двухкомпонентной ядерной энергетики России с тепловыми (ВВЭР) и быстрыми (БН) реакторами. При этом процесс переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) моделировался в двух вариантах: как приоритетная переработка ОЯТ реакторов ВВЭР или ОЯТ реакторов БН. Помимо накопления америция в системе без выжигания исследовалось накопление этого актинида с учетом его гомогенного выжигания в МОКС-топливе быстрых реакторов на уровне его равновесного содержания ~ 1%. Показано, что приоритетная переработка ОЯТ ВВЭР позволяет уменьшить накопление америция к концу века на ~8 тонн, при этом эффект достигается тем, что используется свежевыделенный плутоний с малой выдержкой, тем самым в быстром реакторе приоритетно уничтожается источник америция без непосредственного обращения с ним. Гомогенная добавка америция в топливо быстрых реакторов типа БН-1200 на уровне ~ 1% позволяет к 2070 г. остановить накопление америция в двухкомпонентной системе, стабилизировав его на уровне ~ 40 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ ВВЭР и ~ 50 тонн в сценарии с приоритетной переработкой ОЯТ БН.