Preview

Вестник НИЯУ МИФИ

Расширенный поиск

ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ КОНСТРУКЦИИ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ МАКЕТОВ ТВЭЛОВ ВВЭР-СКД С СЕРДЕЧНИКАМИ НА ОСНОВЕ ИМИТАТОРОВ РАСПУХАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА

https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.3.1

EDN: CJYOVO

Аннотация

Одним из перспективных проектов реакторов IV поколения является водо-водяные энергетические реакторы со сверхкритическим давлением теплоносителя (ВВЭР-СКД), который способен повысить эффективность энергоблоков ВВЭР за счет повышения давления до 23,5-25 МПа и повышения температуры теплоносителя 380-540 °С. Одной из основных проблем, с которыми придется столкнуться при разработке проекта ВВЭР-СКД, является выбор материалов оболочки для тепловыделяющего элемента (твэл) способного работать при сверхкритических параметрах теплоносителя. Для решения этой задачи необходимо провести внутриреакторные испытания и послереакторные исследования кандидатных конструкционных материалов оболочек твэлов. Для этого требуется разработать облучательное устройство (ОУ), которое могло бы обеспечить проведение внутриреакторных испытания кандидатных конструкционных материалов оболочек твэлов в условиях СКД теплоносителя. В ходе работы были проведены теплогидравлические расчеты конструкции облучательного устройства помощью программного комплекса SolidWorks. Результаты расчетов показали, что данная конструкция облучательного устройства позволит провести внутриреакторные испытания макетов твэлов ВВЭР-СКД при сверхкритических параметрах теплоносителя в исследовательской реакторной установке (РУ) СМ-3.

Об авторах

А. Л. Ижутов
АО «ГНЦ НИИАР» (Государственный научный центр – научно-исследовательский институт атомных реакторов)
Россия

Кандидат технических наук, заместитель директора-научный руководитель



В. С. Моисеев
АО «ГНЦ НИИАР» (Государственный научный центр – научно-исследовательский институт атомных реакторов)
Россия

Реакторный исследовательский комплекс, научный сотрудник



Н. К. Калинина
АО «ГНЦ НИИАР» (Государственный научный центр – научно-исследовательский институт атомных реакторов)
Россия

Реакторный исследовательский комплекс, старший научный сотрудник



М. С. Каплина
АО «ГНЦ НИИАР» (Государственный научный центр – научно-исследовательский институт атомных реакторов)
Россия

Реакторный исследовательский комплекс, научный сотрудник



Д. С. Моисеев
АО «ГНЦ НИИАР» (Государственный научный центр – научно-исследовательский институт атомных реакторов)
Россия

Реакторный исследовательский комплекс, младший научный сотрудник



Список литературы

1. Глебов А.П., Клушин А.В., Баранаев Ю.Д. Перспективы использования реактора ВВЭР-СКД в замкнутом топливном цикле // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2015. № 1. С. 5-17. doi: 10.26583/npe.2015.1.01

2. Калякин С.Г., Кириллов П.Л., Баранаев Ю.Д. и др. Перспективы разработки инновационного водоохлаждаемого ядерного реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя // ТЕПЛОФИЗИКА: сборник статей, к 65-летию создания Теплофизического отдела ФЭИ. Обнинск: ГНЦ – ФЭИ, 2019. C.204-214.

3. Семченков Ю.М., Духовенский А.А., Прошин А.А. и др. Проблемы и перспективы легководных реакторов нового поколения со сверхкритическим давлением // Труды отраслевого научно-технического семинара «Реакторы на сверхкритических параметрах воды» (Обнинск, 6-7 сентября 2007 г.). С. 48-61.

4. Белова О.В., Волков В.Ю., Скибин А.П. Методологические основы CFD-расчетов для поддержки проектирования пневмогидравлических систем // Наука и Инновации, 2013. № 5 (17). С. 1-13.

5. Алямовский А.А. SolidWorks. Компьютерное моделирование в инженерной практике. Санкт-Петербург: Издательство БХВ, 2005. 800 с.

6. Гомин Е.А. Статус MCU-4 // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов», 2006. Вып. 1. С. 6-32.

7. Александров А.А. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М.: Издательство МЭИ, 1999. 164 с.


Рецензия

Для цитирования:


Ижутов А.Л., Моисеев В.С., Калинина Н.К., Каплина М.С., Моисеев Д.С. ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКИЙ РАСЧЕТ КОНСТРУКЦИИ ОБЛУЧАТЕЛЬНОГО УСТРОЙСТВА ДЛЯ ПРОВЕДЕНИЯ ВНУТРИРЕАКТОРНЫХ ИСПЫТАНИЙ МАКЕТОВ ТВЭЛОВ ВВЭР-СКД С СЕРДЕЧНИКАМИ НА ОСНОВЕ ИМИТАТОРОВ РАСПУХАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА. Вестник НИЯУ МИФИ. 2025;14(3):185-191. https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.3.1. EDN: CJYOVO

For citation:


Izhutov A.L., Moiseev V.S., Kalinina N.K., Kaplina M.S., Moiseev D.S. THERMOHYDRAULIC CALCULATION OF THE DESIGN OF AN IRRADIATION DEVICE FOR IN-REACTOR TESTS OF VVER-SKD FUEL ROD MODELS WITH CORES BASED ON NUCLEAR FUEL SWELLING SIMULATORS. Vestnik natsional'nogo issledovatel'skogo yadernogo universiteta "MIFI". 2025;14(3):185-191. (In Russ.) https://doi.org/10.26583/vestnik.2025.3.1. EDN: CJYOVO

Просмотров: 18


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


ISSN 2304-487X (Print)