nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2018-3-93-98nuc-106Research ArticleСтатьиРАЗРАБОТКА МОДЕЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ С МГНОВЕННОЙ БЛОКИРОВКОЙ ПОТОКА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХDEVELOPMENT OF A MODEL FA FOR THE STUDY OF EMERGENCY SITUATION WITH AN IMMEDIATE BLOCKING OF THE COOLANT FLOW IN FAST REACTORВитюкВ. А.VityukV. A.

Курчатов

Kurchatov

ВуримА. Д.VurimA. D.

Курчатов

Kurchatov

КотовВ. М.KotovV. M.

Курчатов

Kurchatov

ВитюкГ. А.VityukG. A.

Курчатов

Kurchatov

SerreF.SerreF.

Кадараш

PayotF.PayotF.

Кадараш

SuteauC.SuteauC.

Кадараш

TrotignonL.TrotignonL.

Кадараш

РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»КазахстанRSE “National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan”KazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанBranch “Institute of Atomic Energy” RSE NNC RKKazakhstanКомиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам (CEA)ФранцияCommissariat of atomic energy and alternative energy sources (CEA)France201830092018039398Copyright © Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L., 20182018Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L.Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Vityuk G.A., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://journals.nnc.kz/jour/article/view/106

В работе исследованы возможности экспериментального изучения процессов разрушения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) реактора АСТРИД в условиях тяжелой аварии. Эксперименты с модельной ТВС могут быть проведены в исследовательском импульсном графитовом реакторе (ИГР) [1] в рамках совместной программы РГП НЯЦ РК и CEA, получившей название САЙГА (SAIGA – Severe Accident In-Pile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2].Активная зона АСТРИД состоит из внутренней зоны с гетерогенными по высоте ТВС, в которых применен принцип разделения топлива высокого обогащения на две зоны (верхнюю и нижнюю) слоем топлива с низким содержанием урана-235, предназначенным для воспроизводства делящихся веществ, и внешней зоны с гомогенными ТВС [3]. В исследовании рассмотрены два варианта исполнения модельной тепловыделяющей сборки (ТВС) для реакторных испытаний, отличающиеся геометрией и составом установленных в них твэлов. Определены режимы испытаний модельной ТВС и проведен комплекс расчетов по их обоснованию.

Possibilities of experimental study of the model fuel assembly (FA) destruction of ASTRID reactor in a severe accident were studied in this paper. Experiments with model FA can be carried out in a research impulse graphite reactor (IGR) [1] in the framework of joint program between RSE NNC RK and CEA, called SAIGA (SAIGA – Severe Accident InPile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2]. ASTRID reactor core consists of an inner zone with heterogeneous FA in height, in which the principle of separation of high enrichment fuel into two zones (upper and lower) is applied by fuel layer with a low uranium-235 content, intended for the reproduction of fission substances, and an external zone with homogeneous FA [3]. The study considers two versions of the model FA for reactor tests, which differ in the geometry and composition of the fuel elements installed in them. Test modes of model FA are determined and complex calculations on their justification is conducted.

ReferencesКурчатов, И.В. Импульсный графитовый реактор ИГР / И.В. Курчатов, С.М. Фейнберг, Н.А. Доллежаль // Атомная энергия. – 1964. – Т. 17, № 6. – С. 463-474.Курчатов, И.В. Импульсный графитовый реактор ИГР / И.В. Курчатов, С.М. Фейнберг, Н.А. Доллежаль // Атомная энергия. – 1964. – Т. 17, № 6. – С. 463-474.Serre, F., et al., "R&D and Experimental Programs to support the ASTRID Core Assessment in Severe Accidents Conditions". – Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), 2016, San Francisco (CA, USA), April 17–20, 2016, Paper 16394.Serre, F., et al., "R&D and Experimental Programs to support the ASTRID Core Assessment in Severe Accidents Conditions". – Proceedings of International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP), 2016, San Francisco (CA, USA), April 17–20, 2016, Paper 16394.The ASTRID technological demonstrator. 4th-Generation sodium-cooled fast reactors. –Tome 3, December, 2012., 96 pages.The ASTRID technological demonstrator. 4th-Generation sodium-cooled fast reactors. –Tome 3, December, 2012., 96 pages.P. SCIORA, et al., “Low void effect core design applied on 2400 MWth SFR reactor” – Proceedings of ICAPP 2011, Nice, France, May 2-5, 2011.P. SCIORA, et al., “Low void effect core design applied on 2400 MWth SFR reactor” – Proceedings of ICAPP 2011, Nice, France, May 2-5, 2011.Kotov V.М., Irkimbekov R.A., Kurpesheva A.M., Bench-Mark model of the IGR reactor. - The collection of theses of 8th International conference «Nuclear and radiation physics», Almaty, 20-23th. September, 2011., p. 37.Kotov V.М., Irkimbekov R.A., Kurpesheva A.M., Bench-Mark model of the IGR reactor. - The collection of theses of 8th International conference «Nuclear and radiation physics», Almaty, 20-23th. September, 2011., p. 37.MCNP 5: A General Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 5, 2003.MCNP 5: A General Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 5, 2003.ANSYS, Inc. Products Release 14.0, 2014.ANSYS, Inc. Products Release 14.0, 2014.Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин; М. : Атомиздат, 1968. – 121–128, 291–294, 237–239 с.Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин; М. : Атомиздат, 1968. – 121–128, 291–294, 237–239 с.Bassi A., Payot F., Suteau C. and Serre F. SAIGA feasibility studies: Study of the bundle degradation for the TIB scenario. Materials on NNC / CEA technical meeting – 2015 Sept 10.Bassi A., Payot F., Suteau C. and Serre F. SAIGA feasibility studies: Study of the bundle degradation for the TIB scenario. Materials on NNC / CEA technical meeting – 2015 Sept 10.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.