Journal Issue: Известия вузов. Ядерная энергетика
Загружается...
Volume
2024
Number
03
Issue Date
Journal Title
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Том журнала
Статьи
Публикация
Открытый доступ
КОЛОНКА РЕДАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2024) Казанский, Ю. А.
Публикация
Открытый доступ
Оценка теплообменных характеристик охлаждающих трубок с внешним оребрением для вентиляционных установок герметичного ограждения проекта АЭС-2006
(НИЯУ МИФИ, 2024) Соловьев, С. Л.; Шишов, А. В.; Поваров, В. П.; Яуров, С. В.
Работа посвящена анализу факторов, влияющих на холодопроизводительность вентиляционных установок, используемых для охлаждения воздуха герметичного ограждения (ГО) Нововоронежской АЭС-2. Теплообменные устройства для охлаждения воздуха представляют собой пучки прямолинейных однотипных оребренных снаружи трубок, расположенных в несколько рядов поперек вентиляционного канала перпендикулярно воздушному потоку. Теплообменный аппарат состоит из двух теплообменников (ступеней), в которых охлаждающая среда (вода) прокачивается разными независимыми технологическими системами. В рамках комплекса работ по поиску направлений по модернизации системы вентиляции ГО Новоронежской АЭС авторами проведена серия расчетов, направленных на определение причин низкой эффективности теплообменных аппаратов системы вентиляции АЭС. Работа проводилась по следующим направлениям: оценка влияния контакта между оребрением и трубками теплообменника, оценка влияния температуры охлаждающей воды на входе в теплообменник, оценка влияния расхода охлаждающей воды на холодопроизводительность. По результатам проведенной работы авторы пришли к следующим выводам: имеющаяся конструкция теплообменной поверхности охлаждающих ступеней вентиляционных установок (трубка и лента) эквивалентна голой трубке с улучшенными характеристиками по теплообмену за счет турбулизации и перемешивания потока воздуха металлической лентой, а также ее частичным (несплошным) тепловым контактом к наружной поверхности теплообменной трубки. При этом изменение расхода охлаждающей воды не оказывает сильного влияния на холодопроизводительность теплообменника.
Публикация
Открытый доступ
НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРА МТИР-СКД КАК ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОЙ БАЗЫ ДЛЯ ОТРАБОТКИ ПЕРСПЕКТИВНЫХ ЛЕГКОВОДНЫХ РЕАКТОРНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ
(НИЯУ МИФИ, 2024) Лапин А. С.; Бландинский, В. Ю.; Невиница, В. А.; Пустовалов, С. Б.; Субботин, С. А.; Фомиченко, П. А.; Седов, А. А.
Перед системой атомной энергетики актуализировалась задача существенного повышения характеристик воспроизводства ядерного топлива при максимальном использовании преимуществ широкоосвоенной в ядерной энергетике технологии корпусных водо-водяных реакторов. Это возможно при переходе на сверхкритические параметры теплоносителя. Увеличение наработки делящихся нуклидов, по сравнению с традиционными водо-водяными реакторами, достигается путем перехода к более жесткому спектру нейтронов за счет существенного снижения плотности теплоносителя и использования плотной твэльной решетки. Необходимым условием развития направления ВВЭР-СКД является создание экспериментальной базы. Таким испытательным полигоном реакторной технологии, новых конструкционных, топливных материалов и твэлов может стать многоцелевой тестовый исследовательский реактор МТИР-СКД. В работе представлены основные характеристики МТИР-СКД, а также задачи, которые можно решать на разных стадиях его эксплуатации – тестовой и исследовательской. На первой стадии предлагается концепция поэтапного освоения мощности, которая позволит обосновать работоспособность топлива МТИР-СКД на повышенных линейных нагрузках за счет экспериментов в центральном автономном петлевом канале. Предполагается поэтапная апробация и исследование совместной работы реакторной и паротурбинной установок в составе ЯЭУ МТИР-СКД. На исследовательской стадии эксплуатации должны быть установлены пределы безопасной эксплуатации и обоснован выбор режимов нормальной эксплуатации энергетического реактора ВВЭР-СКД, а также проведены экспериментальные исследования поведения конструкционных материалов и топливных композиций в составе опытных твэлов активных зон перспективных легководных реакторов с различным спектром нейтронов. Длительные облучения опытных твэлов планируется проводить в периферийном автономном петлевом канале МТИР-СКД, экспериментальное моделирование аварийных процессов – в центральном петлевом канале. Работа посвящена задачам, которые должны быть решены перед началом проектирования энергетического реактора ВВЭР-СКД. Определены задачи, которые могут быть полностью или частично решены на действующих установках, а также сформулированы задачи, которые должен выполнять реактор-прототип МТИР-СКД. Приведены основные характеристики реактора МТИР-СКД, а также подробно описана концепция поэтапного освоения возможностей и мощности исследовательского реактора.
Публикация
Открытый доступ
ВЛИЯНИЕ ПАРАМЕТРИЧЕСКОГО ЭФФЕКТА НА УСТОЙЧИВОСТЬ ПЕРЕХОДНЫХ ПРОЦЕССОВ В СОВРЕМЕННЫХ ПРОЕКТАХ СУДОВЫХ РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВОК
(НИЯУ МИФИ, 2024) Кресов, Д. Г.
Для обеспечения заданного ресурса оборудования современных РУ, разрабатываемых на базе судовых технологий, используются различные схемно-конструктивные и алгоритмические меры, снижающие в условиях жестких маневренных режимов – при скорости изменения заданной мощности до 1%/с – и заявленных сроках службы РУ до 60-ти лет [1] амплитуду и продолжительность знакопеременных отклонений определяющих параметров от заданных значений в переходных процессах. Эти меры основываются на знании физических механизмов, ответственных за появление и усиление колебаний параметров. Ряд таких механизмов обзорно отмечен в [2]. Одним из усиливающих колебаний факторов может являться периодическое поступление в реактор воды из вынесенной газовой системы компенсации давления (КД). Суть механизма заключается в подмешивании относительно холодного теплоносителя (~40°C) в основной контур циркуляции на этапе снижения давления, что может усиливать амплитуду отрицательной полуволны колебания температуры в реакторе. В зависимости от места подключения КД меняются эффективность и знак явления. Наиболее негативным образом явление проявляется при синфазном характере колебаний давления в реакторе и температуры теплоносителя в точке смешения теплоносителей. В противофазном случае параметрическое воздействие будет выполнять демпфирующую роль. Интерес к механизму возник в связи с переносом места подключения КД с «холодных» участков реактора (в РУ КЛТ-40, КЛТ-40М и ОК-900) на «горячие» (в РУ КЛТ-40С и типа РИТМ) с целью повышения безопасности в авариях типа LOCA и с началом проектирования РУ c активными зонами увеличенной высоты [3, 4], что при определенных условиях может приводить к усилению перерегулирований параметров из-за появляющейся возможности существенной локализации аксиального поля энерговыделений. Дополнительным провоцирующим фактором возникающего термои бароциклирования оборудования РУ в новых проектах являются возросшие коэффициенты реактивности по теплоносителю, увеличивающие коэффициент усиления цепи отрицательной обратной связи. Механизм параметрического воздействия на колебания общереакторных параметров представляется недостаточно изученным. Традиционно в дополнение к расчетным исследованиям по сложным моделям для получения наиболее общих решений и накопления физических представлений привлекаются простые модели, ограниченные учетом определяющих характер изучаемых процессов факторов, пригодных для аналитического исследования.
Публикация
Открытый доступ
ВЫЖИГАНИЕ МАЛЫХ АКТИНИДОВ В ВОДО-ВОДЯНЫХ РЕАКТОРАХ. 2. ИСПОЛЬЗОВАНИЕ УРАНОВОГО И ТОРИЕВОГО ТОПЛИВ ДЛЯ ВЫЖИГАНИЯ МАЛЫХ АКТИНИДОВ, ПРОИЗВОДИМЫХ МНОГИМИ РЕАКТОРАМИ ВВЭР
(НИЯУ МИФИ, 2024) Карпович, Г. В.; Казанский, Ю. А.; Васечкин, Н. Д.; Баханцов, К. А.
В настоящее время в научно-техническом сообществе сложился консенсус по поводу решения проблемы малых актинидов (МА), образующихся при работе ядерной энергетики: МА должны быть превращены в продукты деления при выгорании в энергетических реакторах. Для этой цели, в основном, рассматриваются реакторы на быстрых нейтронах (БН, БРЕСТ), а также жидкосолевые реакторы (ЖСР). Несмотря на преимущества использования быстрых реакторов на сегодняшний день отсутствуют готовые для промышленной эксплуатации проекты энергоблоков с БН или БРЕСТ. Возможность использования для этой цели реакторов ВВЭР редко освещается в научной литературе несмотря на то, что технология легководных реакторов давно освоена и подготовить реактор-выжигатель МА на базе ВВЭР технически проще, нежели на базе опытно-промышленной технологии БН или находящихся на различных стадиях НИОКР реакторах БРЕСТ и ЖСР. В ранее опубликованной первой части работы [1] был исследован топливный цикл для реакторов ВВЭР – малые актиниды, полученные при работе реактора, извлекались из ОЯТ и добавлялись в свежее топливо для того же реактора. Выяснилось, что при реализации данного цикла и концентрации МА до 4 масс. процентов можно добиться восьмикратного сокращения количества нарабатываемых в реакторе ВВЭР малых актинидов без потери энерговыработки блока АЭС. В представленной работе с использованием идеи замыкания топливного цикла по малым актинидам исследуются связи глубины выгорания МА в реакторе ВВЭР-1200 с обогащением свежего топлива, динамикой выгружаемых тяжелых ядер и количеством МА в догружаемом топливе. Изучаются два вида догружаемого топлива с добавлением оксидов малых актинидов: на основе двуокиси обогащенного урана или смеси (1 – x)232ThO22 + x (96%UO2) [2]. При этом количество тяжелых ядер в топливе поддерживается постоянным при изменениях количества загружаемых ядер МА, которое измеряется в количестве «обслуживаемых» реакторов ВВЭР-1200 (масса накапливаемых ядер МА составляет около 1% и ежегодно извлекается вместе с ОЯТ). Приток малых актинидов в топливо поддерживается на уровне, позволяющем иметь запас реактивности для работы реактора на мощности более 2% перед ежегодной перегрузкой топлива. Расчеты проводились на модели ТВС с разделением твэлов на несколько групп с разными глубинами выгорания топлива для имитации реальной загрузки активной зоны реактора. Такая модель позволяет уйти от влияния эффектов неравномерности энерговыделения и дать ответ о нейтронно-физических характеристиках топливного цикла с участием МА. Проведенные расчеты позволили сделать ряд существенных выводов:
по мере роста количества перегрузок наступает динамическое равновесие между загружаемыми и сжигаемыми объемами малых актинидов;
количество обслуживаемых реакторов прямо пропорционально обогащению топлива подпитки и при 20%-ном обогащении UO2 возможно обслуживать до 23-х реакторов типа ВВЭР-1200, а при использовании топлива 80% 232ThO2 +20% (96% UO2) – 17 реакторов типа ВВЭР-1200;
при использовании МА, извлеченных из ОЯТ с глубиной выгорания 20 – 50 МВт∙сут/кг, влияние состава МА на баланс реактивности находится в пределах 4 – 5 βэфф.