nucВестник НЯЦ РКNNC RK Bulletin1729-75161729-7885Национальный ядерный центр Республики Казахстан10.52676/1729-7885-2019-1-133-138nuc-55Research ArticleСтатьиВНУТРИРЕАКТОРНЫЙ ЭКСПЕРИМЕНТ ПО ИСПЫТАНИЮ ТВЭЛА БЫСТРОГО РЕАКТОРА В УСЛОВИЯХ АВАРИИ С ПОТЕРЕЙ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯIN-REACTOR EXPERIMENT FOR THE TESTING OF A FAST-REACTOR PILE IN THE CONTIDIONS OF LOSS-OF-COOLANT ACCIDENTСулейменовН. А.SuleimenovN. A.

Усть-Каменогорск

Ust-Kamenogorsk

ПахницА. В.PakhnitsA. V.

Курчатов

Kurchatov

СураевА. С.SuraevA. S.

Курчатов

Kurchatov

ВКГТУ им. Д.СерикбаеваКазахстанVKGTU them. D. SerikbaevaKazakhstanФилиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РККазахстанRSE NNC RK Branch «Institute of Atomic Energy”Kazakhstan20193003201901133138Copyright © Сулейменов Н.А., Пахниц А.В., Сураев А.С., 20192019Сулейменов Н.А., Пахниц А.В., Сураев А.С.Suleimenov N.A., Pakhnits A.V., Suraev A.S.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/55

В работе исследовано поведение модельного твэла реактора на быстрых нейтронах, с целью изучения влияния бланкетных зон на распределение расплава топлива по активной зоне. Разработана расчетная модель экспериментального устройства, проведены теплофизические расчеты в обоснование безопасности проведения внутриреакторного эксперимента, определена диаграмма изменения мощности реактора, при реализации которой достигнута начальная стадия плавления зон с высоким обогащением топлива. Подготовлен и проведен внутриреакторный эксперимент на КИР ИГР с экспериментальным устройством, оснащенным модельным твэлом реактора на быстрых нейтронах.

In this paper, the behavior of a model nuclear fuel element of a fast neutron reactor was studied in order to study the effect of blanket zones on the distribution of fuel melt throughout the reactor core. A computational model of the experimental device has been developed, thermophysical calculations have been carried out to substantiate the safety of the in-reactor experiment, a diagram of reactor power has been determined, the implementation of which reached the initial stage of melting zones with high fuel enrichment. An in-reactor experiment on a IGR RRC with an experimental device equipped with a model fast-neutron fuel element was prepared and carried out.

ReferencesУстройство экспериментальное ПК: пояснительная записка: АК. 21286.00.000ПЗ / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; утв. В.В. Яковлев – Курчатов, 2017.– инв. №К-54002 от 27.06.2017.Устройство экспериментальное ПК: пояснительная записка: АК. 21286.00.000ПЗ / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; утв. В.В. Яковлев – Курчатов, 2017.– инв. №К-54002 от 27.06.2017.Подготовка реакторных экспериментов по изучению тяжелой аварии быстрого реактора с натриевым теплоносителем / В.А. Витюк, А.Д. Вурим, В.М. Котов, Г.А. Витюк, Д.С. Иданова // Труды VIII Международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине, Томск, 1-3 июня 2016 года».– Томск: ТПУ, 2016.– С. 29–30.Подготовка реакторных экспериментов по изучению тяжелой аварии быстрого реактора с натриевым теплоносителем / В.А. Витюк, А.Д. Вурим, В.М. Котов, Г.А. Витюк, Д.С. Иданова // Труды VIII Международной научно-практической конференции «Физико-технические проблемы в науке, промышленности и медицине, Томск, 1-3 июня 2016 года».– Томск: ТПУ, 2016.– С. 29–30.Анализ условий безопасного проведения испытаний экспериментального устройства ПК: технический отчет о научно-исследовательской работе от 20.09.2017 инв. №11-220-01/1497вн / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; утв. А.Д. Вурим. – Курчатов, 2017.Анализ условий безопасного проведения испытаний экспериментального устройства ПК: технический отчет о научно-исследовательской работе от 20.09.2017 инв. №11-220-01/1497вн / Филиал ИАЭ РГП НЯЦ РК; утв. А.Д. Вурим. – Курчатов, 2017.ANSYS release 14.5 Documentation for ANSYS WORKBENCH [Электронный ресурс]: ANSYS Inc. – Электрон. дан. и прогр. – [Б. м.], 2014.ANSYS release 14.5 Documentation for ANSYS WORKBENCH [Электронный ресурс]: ANSYS Inc. – Электрон. дан. и прогр. – [Б. м.], 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.

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