Результаты и погрешности теплофизических расчётов параметров испытаний твэлов в реакторе МИР.М1 в условиях реактивностной аварии

 Важная и актуальная задача при лицензировании топлива реакторов ВВЭР – получение све­дений о поведении твэлов в условиях проектных аварий. Одной из таких аварий является авария, вызванная вводом положительной реактивности (RIA). С точки зрения обоснования безопасности интерес представляют данные о конечном состоянии топливного сердечника и оболочки твэла, от которого зависит активность теплоносителя первого контура реактора и, соответственно, последствия аварии. Поведение твэлов ВВЭР в условиях аварии изучают, проводя эксперименты в канале исследовательского реактора МИР.М1 с последующими иссле­дованиями состояния опытного образца в радиационно-защитных камерах. Совершенствование методики проведения таких экспериментов включает улучшение способов расчетов параметров испытаний с помощью изучения их характеристик и погрешностей расчетов, а также опти­мизации исходных данных. В статье описана методика, результаты и погрешности расчетов параметров реакторных экспериментов в канале исследовательского реактора МИР.М1 твэлов при моделировании условий проектной аварии RIA. Приведены примеры расчетов двух экс­периментов с твэлами ВВЭР, имеющими оболочку из сплава Э110М и с РЕМИКС-топливом, сравнение результатов измерений и расчетов. Использована методика определения погреш­ностей расчетов, приведенная в «Руководстве по безопасности при использовании атомной энергии» (РБ-166-20).

1. Новиков В.В., Кузнецов В.И., Еременко А.С., Федотов П.В., Салатов А.В., и др. Исследование поведения твэлов ВВЭР высокого выгорания с оболочкой из сплава Э110М в эксперименте с возрастанием реактивности в реакторе МИР М1 // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Материаловедение и новые материалы. 2025 г., вып. 1(127), с. 148-161.

2. Волкова И. Н.,. Жителев В. А, Ещеркин А. Г., Ижутов А. Л., и др. Результаты экспериментальных исследований поведения твэлов реактора ВВЭР с оболочкой из сплава Э110М в условиях реактивностной аварии //XII Международная конференция по реакторному материаловедению, посвященная 60-летию материаловедческого комплекса АО "ГНЦ НИИАР", Димитровград, 2024. С.90-92.

3. Алексеев Н.И., Гомин Е.А., Марин С.В., Насонов В.А., Шкаровский Д.А., Юдкевич М.С.. Программа MCU-PTR для прецизионных расчётов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов // Атомная энергия, 2010. Т. 10, вып. 3, стр.123-132.

4. Алексеев А.В.. Использование программы МУЗА для расчетного сопровождения экспериментов в исследовательских реакторах // Вопросы атомной науки и техники. Серия “Физика ядерных реакторов”. 2013 г. Вып.3, с.135-140.

5. Wiesenack W. Assesment of UO2 conductivity degradation based on in-pile temperature data // International Topical Meeting on LWR Fuel Perfomance. Portland, Oregon, March 2-6, 1997.

6. Ли Б., Коо Я., Сон Д.. Влияние характеристик краевой зоны на теплопроводность UO2-топлива при высоком выгорании // Атомная техника за рубежом. 2001, №10. С.29-35.

7. Chan B.L., Je-Geon B., Dae H.K., Youn H.J.. Development of irradiated UO2 thermal conductivity model // IAEA-TECDOC-1233. Nuclear Fuel Behavior modeling at high burnup and its experimental support. Proc. of a Technical Committee meeting held in Windermere, UK. 19-23.06.2000. P. 363-371.

8. Ещеркин А.Г., Ижутов А.Л., Звир Е.А., Овчинников В.А. и др. Экспериментальные исследования для обоснования РЕМИКС-топлива // Тезисы докладов XII международной конференции по реакторному материаловедению, посвященной 60-летию материаловедческого корпуса. Казань, 2024. С.121-122.