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

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.

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.