ШАПШАҢ НЕЙТРОНДЫ РЕАКТОРЛАРДА ЖЫЛУТАСЫМАЛДАҒЫШ АҒЫНЫН ДЕРЕУ БЛОКТАЙ ОТЫРЫП АПАТТЫҚ ЖАҒДАЙДА ЗЕРТТЕУГЕ АРНАЛҒАН МЛДЕЛДІ ЖБЖ ЖЕТІЛДІРУ

Жұмыста АСТРИД реакторының моделді жылу бөлу жинағының (ТВС) бұзылу үдірісін ауыр апаттар жағдайында экспериментті зерттеп білу мүмкіндігі зерттелді. Моделді ТВС-пен эксперименттер САЙГА (SAIGA – Severe Accident In-Pile experiments for Generation IV reactor and Astrid project) [2] деп аталатын ҚР ҰЯО РМК және СЕА бірлескен бағдарлама аясында зерттеу импульстік графиттік реакторда (ИГР) жүргізілуі мүмкін [1].
АСТРИД белсенді аумағы ТВС биіктігі бойымен гетерогенді ішкі аумақтан тұрады, оларда жоғары байытылған отынның бөлінетін заттарды өндіруге және гомогенді ТВС сыртқы аумағына арналған уран-235 төмен құрамы бар отынның екі аумағына (үстіңгі және астыңғы) бөліну қағидасы қолданылды [3]. Зерттеулерде орнатылған твэлдердің геометриясымен және құрамымен ерекшеленетін реакторлық сынақтарға арналған моделді жылу бөлу жинағын орындаудың екі нұсқасы қарастырылды. Моделді ТВС-ті сынау режимдері анықталды және оларды негіздеуге есептемелер кешені жүргізілді.

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.