ВВР-СМ реакторындағы басқару және қорғау жүйесі арналарының конфигурациясын өзгерткен жағдайда ИРТ-4М ядролық отынында энергия бөлінуі мен температураның таралуын анықтау.
DOI:
https://doi.org/10.31489/2025N3/66-74Кілт сөздер:
жылу бөлетін жинақ (ЖБЖ), нейтрон-физикалық және жылу-гидравликалық есептеу, көлденең және тік арналары, реактордың белсенді аймағы, жануАңдатпа
Бұл жұмыстың мақсаты – ВВР-СМ реакторының белсенді аймағында 235U бойынша 19,75% байытылған отыны бар ИРТ-4М типті жылу бөлетін жинақтағы (ЖБЖ) температураның таралуын екі жағдайда анықтау: ортасында дөңгелек тесігі бар, қырлары дөңгелектенген төртбұрышты түтікпен және дөңгелек түтікпен. Қырлары дөңгелектенген төртбұрышты және ортасында дөңгелек тесігі бар түтіктің орнына ЖБЖ ішіне дөңгелек түтік орнатылған жағдайда осы аймақтағы су көлемі артады. Бір жағынан, бұл жылу берілісті жақсартады, өйткені салқындатқыш су көлемі көбейеді; екінші жағынан, судың көлемінің ұлғаюы жанындағы жылу бөлетін элемент (ЖБЭЛ) аймағына жылулық нейтрондар ағынының артуына әкеледі, бұл өз кезегінде энергия бөлінудің артуына себеп болады. Бұл өзгерістерді анықтау үшін төртбұрышты түтігі бар арна мен дөңгелек түтігі бар арнаға нейтрон-физикалық және жылу-гидравликалық есептеулер жүргізілді. Нәтижесінде, ортасында дөңгелек тесігі бар қырлары дөңгелектенген төртбұрышты түтікті реттеуіш компенсатор аспабын орнатуға арналған бағыттаушы ретінде қолданылатын дөңгелек түтікке ауыстыру ВВР-СМ реакторының ядролық қауіпсіздігіне әсер етпейтіні анықталды.
Дәйексөздер
Honghao Yu, Jiejin Cai, Sihong He, Xuezhong Li. (2021) Analysis of neutron physics and thermal hydraulics for fuel assembly of small modular reactor loaded with ATFs. Annals of Nuclear Energy, 152, 107957. https://doi.org/10. 1016/j.anucene.2020.107957 DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2020.107957
Malmir H., Vosoughi N., Zahedinejad E. (2010) Development of a 2-D 2-group neutron noise simulator for hexagonal geometries. Annals of Nuclear Energy, 37(8), 1089 – 1100. https://doi:10.1016/j.anucene.2010.04.007 DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2010.04.007
Sidi-Ali K., Medouri E.M., Ailem D., Mazidi S. (2023) Neutronic calculations and thermalhydraulic application using CFD for the nuclear research reactor NUR at steady state mode. Progress in Nuclear Energy, 159, 104640. https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104640 DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2023.104640
Alzaben Y, Sanchez-Espinoza V.H., Stieglitz R. (2019) Analysis of a control rod ejection accident in a boron-free small modular reactor with coupled neutronics/thermal-hydraulics code. Annals of Nuclear Energy, 134, 114 – 124. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.06.009 DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2019.06.009
Erfaninia Ali, Hedayat Afshin, Mirvakili S.M. (2017) Nematollahi M.R. Neutronic-thermal hydraulic coupling analysis of the fuel channel of a new generation of the small modular pressurized water reactor including hexagonal and square fuel assemblies using MCNP and CFX. Progress in Nuclear Energy, 98, 213 – 227. https://doi.org/10.1016/ j.pnucene.2017.03.025 DOI: https://doi.org/10.1016/j.pnucene.2017.03.025
Xiaobei Xu, Zhouyu Liu, Hongchun Wu, Liangzhi Cao. (2022) Neutronics/thermal-hydraulics/fuel-performance coupling for light water reactors and its application to accident tolerant fuel. Annals of Nuclear Energy, 166, 108809. https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108809 DOI: https://doi.org/10.1016/j.anucene.2021.108809
Yesbayev A.N., Yessenbayeva G.A.,Ramazanov M.I. (2019) Investigation of the model for the essentially loaded heat equation. Eurasian Physical Technical Journal, 16 , 1(31). https://doi.org/10.31489/2019No1/113-120 DOI: https://doi.org/10.31489/2019No1/121-128
Shaimerdenov A.A., Shamanin I.V., Pribaturin N.A., Gizatulin Sh.Kh., Koltochnik S.N., Chekushina L.V. (2018) Thermophysical Justification for Conducting Lifetime Tests of Experimental Fuel Assemblies WWR-KN in the WWR-K Reactor. Intern. Scientific Journal for Alternative Energy and Ecology, https://doi.org/10.15518/isjaee.2018.10-12.023-033
Yusupov D.D., Abdullaev R.A. Research Nuclear Facility of Uzbekistan. [in Russian] Available at: file:///D:/Statya_2023_2024_2025/Statya_2025_Eura_Asian/71.pdf
Arkhangelsky N.V. (1985) IRTNOW program for two-dimensional calculation of neutron flux densities in a two-group diffusion approximation. Description of the application, Moscow, IAE. Available at: https://rusneb.ru/catalog/ 000200_000018_rc_682884/
Alikulov Sh.A., Baytelesov S.A., Boltaboev A.F., Osmanov B.S., Salikhbaev U.S. (2014) Experimental Studies of Spent Fuel Burn-up in the WWR-SM Reactor. Nuclear Engineering and Design, 277, 163 –165. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.06.020. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2014.06.020
Baitelesov S.A., Dosimbaev A.A., Kungurov F.R., Salikhbaev U.S. (2008) Neutron-physical and thermal-hydraulic calculations of VVR-SM fuel assemblies from highly and low-enriched uranium. Atomic Energy, 104, 5. Available at: https://j-atomicenergy.ru/index.php/ae/article/view/1719 DOI: https://doi.org/10.1007/s10512-008-9039-4
Taliev A.V. (2006) ASTRA modernized program for calculation of the thermal mode of the fuel assemblies of research reactors with tubular coaxial fuel elements. Available at: https://inis.iaea.org/records/m4cyv-40x35/
Baytelesov S.A., Kungurov F.R., Yuldashev B.S. (2020) Thermal-Hydraulic Calculations of the WWR-SM Research Reactor. Nuclear Physics and Atomic Energy, 21(2), 152–156. https://doi.org/10.15407/jnpae2020.02.152 DOI: https://doi.org/10.15407/jnpae2020.02.152
Woodruff W.L., Warinner D.K., Matos J.E. (1992) Consequence Analysis Method. IAEA-TecDoc 643, Research Reactor Core Conversion Guidebook. 2, Analysis, Appendices D; Radiological Consequence Analysis. RERTR Program, Argonne National Laboratory, Argonne, Illinois, United States of America. Available at: https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_643v2_prn.pdf
Li Dong Huang (2009) Evaluation Of Onset Of Nucleate Boiling Models. ECI International Conference on Boiling Heat Transfer. Available at: https://inis.iaea.org/records/c8grd-f8556
Downloads
Жарияланды
How to Cite
Журналдың саны
Бөлім
License
This work is licensed under a Creative Commons Attribution-NonCommercial-NoDerivatives 4.0 International License.
