Preview

РАЗРАБОТКА МОДЕЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ С МГНОВЕННОЙ БЛОКИРОВКОЙ ПОТОКА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Полный текст:

Аннотация

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.

Об авторах

В. А. Витюк
РГП «Национальный ядерный центр Республики Казахстан»
Казахстан
Курчатов


А. Д. Вурим
Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК
Казахстан
Курчатов


В. М. Котов
Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК
Казахстан
Курчатов


Г. А. Витюк
Филиал «Институт атомной энергии» РГП НЯЦ РК
Казахстан
Курчатов


F. Serre
Комиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам (CEA)
Франция
Кадараш


F. Payot
Комиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам (CEA)
Франция
Кадараш


C. Suteau
Комиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам (CEA)
Франция
Кадараш


L. Trotignon
Комиссариат по атомной энергии и альтернативным энергоисточникам (CEA)
Франция
Кадараш


Список литературы

1. 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.

2. 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.

3. The ASTRID technological demonstrator. 4th-Generation sodium-cooled fast reactors. –Tome 3, December, 2012., 96 pages.

4. 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.

5. 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.

6. MCNP 5: A General Monte Carlo N – Particle Transport Code, Version 5, 2003.

7. ANSYS, Inc. Products Release 14.0, 2014.

8. Чиркин, В.С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники / В.С. Чиркин; М. : Атомиздат, 1968. – 121–128, 291–294, 237–239 с.

9. 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.


Для цитирования:


Витюк В.А., Вурим А.Д., Котов В.М., Витюк Г.А., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L. РАЗРАБОТКА МОДЕЛЬНОЙ ТВС ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ АВАРИЙНОЙ СИТУАЦИИ С МГНОВЕННОЙ БЛОКИРОВКОЙ ПОТОКА ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ В РЕАКТОРЕ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ. Вестник НЯЦ РК. 2018;(3):93-98.

For citation:


Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Vityuk G.A., Serre F., Payot F., Suteau C., Trotignon L. DEVELOPMENT OF A MODEL FA FOR THE STUDY OF EMERGENCY SITUATION WITH AN IMMEDIATE BLOCKING OF THE COOLANT FLOW IN FAST REACTOR. NNC RK Bulletin. 2018;(3):93-98. (In Russ.)

Просмотров: 6


Creative Commons License
Контент доступен под лицензией Creative Commons Attribution 4.0 License.


ISSN 1729-7516 (Print)
ISSN 1729-7885 (Online)