Journal Issue: Известия вузов. Ядерная энергетика
Загружается...
Volume
2025
Number
01
Issue Date
Journal Title
Известия вузов. Ядерная энергетика
Journal ISSN
0204-3327
Том журнала
Том журнала
Известия вузов. Ядерная энергетика
Известия вузов. Ядерная энергетика (2025)
Статьи
Публикация
Открытый доступ
КОЛОНКА РЕДАКТОРА
(НИЯУ МИФИ, 2025) Казанский, Ю. А.
Публикация
Открытый доступ
Расчетное исследование экспериментальных возможностей реактора МТИР-СКД
(НИЯУ МИФИ, 2025) Лапин, А. С.; Бландинский, В. Ю.; Невиница, В. А.; Пустовалов, С. Б.; Седов, А. А.; Субботин, С. А.; Фомиченко, П. А.
Для решения задач разработки и проектирования реактора ВВЭР-СКД с быстрым спектром нейтронов и легководным теплоносителем сверхкритических параметров предложена концепция многоцелевого тестового исследовательского реактора МТИР-СКД. Эксплуатация реактора МТИР-СКД планируется в две стадии: тестовая и исследовательская. Рассматривается вторая (исследовательская) стадия эксплуатации экспериментального реактора МТИР-СКД, целью которой является проведение исследований для действующих и перспективных легководных реакторов. Драйверная активная зона МТИР-СКД обеспечивает быстрый спектр нейтронов с возможностью его локального затепления в ампульных устройствах и автономных петлевых каналах. Предусматривается размещение облучательных каналов в центре и на периферии активной зоны, а также вместо кассет сменного отражателя реактора. Облучательные каналы и автономные петли МТИР-СКД будут обеспечивать широкие возможности как по проведению исследований воздействия облучения нейтронами различных материалов, так и по отработке различных конструкций ТВС, условий эксплуатации (температуры, давления), а также исследования переходных и аварийных процессов. В петлях МТИР-СКД могут облучаться экспериментальные сборки с различными видами топлива, конструкционных и поглощающих материалов, с различной температурой входа теплоносителя (от 250 до 450°С) и, следовательно, его входной плотностью (от 800 до 100 кг/м3 соответственно), обеспечивая разные варианты спектра нейтронов в экспериментальной ТВС от теплового до быстрого. МТИР-СКД позволяет проводить эксперименты по повышению мощности, моделированию аварийных процессов, в том числе реактивностных аварий (RIA). Мощный основной и страховочный корпуса автономных петлевых каналов дают возможность также моделировать в этих каналах аварийные ситуации с потерей давления типа LB LOCA и SB LOCA. Периферийный автономный петлевой канал позволит проводить эксперименты по моделированию альтернативных концепций реакторов с СКД-параметрами теплоносителя: одноконтурной с псевдофазовым переходом в активной зоне (ВВЭР-СКД-1700), а также с естественной циркуляцией теплоносителя в активной зоне (СКДИ). Кроме того периферийный канал позволяет проводить ускоренное облучение твэлов действующих реакторов ВВЭР с учетом воспроизведения соотношения между скоростями набора повреждающей дозы и выгорания.
Публикация
Открытый доступ
Исследование перемешивания теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР-1200 на энергетических уровнях мощности
(НИЯУ МИФИ, 2025) Байков, А. В.; Степанова, А. О.; Дубов, А. А.; Коцарев, А. В.; Гусев, С. С.; Бедринов, А. А.
Исследуется перемешивание теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР-1200 на уровне мощности 90% номинальной. Для изучения процессов перемешивания проведено моделирование переходного процесса с использованием программного комплекса ATHLET/BIPR-VVER, который позволяет выполнять связанные нейтронно-физические и теплогидравлические расчеты. Испытание системы аварийного ввода бора предусматривало подачу холодного раствора борной кислоты высокой концентрации в одну из петель первого контура при работе всех четырех главных циркуляционных насосов. На основании данных моделирования выполнены расчеты локальных и интегральных межпетлевых коэффициентов перемешивания, которые характеризуют распределение теплоносителя в активной зоне реактора. Коэффициенты перемешивания рассчитывались по значениям температур на входе и выходе топливных сборок, а также по коэффициентам неравномерности энерговыделения. Сравнение результатов моделирования с экспериментальными данными, полученными на первом энергоблоке НВАЭС-2, показало, что моделируемая неравномерность распределения теплоносителя находится в хорошем согласии с измерениями. При этом отмечено, что расчетная модель недооценивает интенсивность перемешивания, что делает ее подходящей для консервативного анализа безопасности в аварийных режимах. Для повышения точности реалистичных (неконсервативных) расчетов рекомендуется дальнейшая валидация модели на основании расширенных экспериментальных данных.
Публикация
Открытый доступ
Полуэмпирический прогностический расчет теплофизических свойств расплавов калия с натрием по данным их компонентов
(НИЯУ МИФИ, 2025) Терехов, С. В.
Применение жидкометаллических теплоносителей в ядерных энергетических установках вызывает постоянный интерес к теплофизическим свойствам металлов и их сплавов как у экспериментаторов, так и у теоретиков. Для аппроксимации температурных изменений теплоемкости, коэффициента теплового линейного (объемного) расширения и других величин экспериментаторы используют степенные полиномы. На разных температурных интервалах эти многочлены имеют разный вид и для получения целостной картины должны сшиваться на концах диапазонов. Такой подход создает ряд сложностей не только при разработке единой методики расчета тепловых функций металлов, но и для прогнозирования поведения их расплавов и сплавов. Для решения поставленной проблемы использованы авторская модель двухфазной (с разными параметрами порядка) локально-равновесной области и модифицированное правило смешения компонентов с учетом согласованных между собой массивов экспериментальных данных по исходным металлам для прогностического расчета теплофизических характеристик расплавов калия с натрием. Показано, что применение модели двухфазной локально-равновесной области, новых аппроксимирующих функций и эмпирических формул приводит к достаточно адекватной оценке теплоемкостей, коэффициентов теплового линейного расширения, плотностей, теплопроводностей и температуропроводностей расплавов. Установлено несоответствие между математическим описанием теплопроводности расплава K56Na44 и ее экспериментальными значениями.
Публикация
Открытый доступ
Борсодержащие радиаторные покрытия ионизационных камер датчиков регистрации нейтронного потока
(НИЯУ МИФИ, 2025) Басков, П. Б.; Саламаха, Б. С. ; Глазюк, Я. В.; Намакшинас, А. А.; Бондаренко, С. А.; Мушин, И. М.; Худин, А. С.
Предлагаемое решение получения новых борсодержащих радиаторных материалов ионизационных камер основывается на технологии химико-структурной модификации поверхности с применением термостойких оксидных материалов (оксиды кремния и бора). Представлены результаты разработки нейтронно-чувствительного радиаторного материала, основу которого составляет оксидное микроразмерное композитное покрытие, состоящее из промежуточного адгезионного слоя диоксида кремния (SiO2) и функционального слоя борного ангидрида (B2O3). Технологическим базисом являются последовательные процессы термодеструкции полиорганосилоксана марки ПЭС-5 и пиролитического разложения борной кислоты. Исследования методами инфракрасной и волоконно-оптической интерферометрической спектроскопии показали, что при формировании слоя диоксида кремния образуется аморфный силикат линейно-цепочечной структуры с развитой поверхностью, что способствует последующему формированию функционального слоя борного ангидрида. Методом альфа-спектрометрии проведены измерения удельной нейтронной чувствительности борсодержащих радиаторных покрытий. Установлено, что при поверхностной плотности борного ангидрида 2,5 мг/см2 значение удельной нейтронной чувствительности составляет порядка 3⋅10–18 Кл/нейтрон. Показано, что радиаторное покрытие при термоциклических испытаниях (четыре цикла при 600°С), воздействии высокочастотных (200 Гц) и низкочастотных (6 – 35 Гц) вибрационных нагрузок сохраняет свою целостность и ядерно-физические свойства.