Определение распределения энерговыделения и температуры в ядерном топливе ИРТ-4М при изменении конфигурации каналов системы управления и защиты в реакторе ВВР-СМ.
DOI:
https://doi.org/10.31489/2025N3/66-74Ключевые слова:
тепловыделяющая сборка (ТВС), нейтронно-физический и тепло-гидравлический расчет, горизонтальные и вертикальные каналы, активная зона реактора, выгораниеАннотация
Целью данной работы является определение распределения температуры в тепловыделяющей сборке (ТВС) типа ИРТ-4М с топливом обогащением 19,75% по 235U в активной зоне реактора ВВР-СМ для двух случаев: с квадратной трубкой со скругленными краями и круглым отверстием в центре и с круглой трубкой. В случае установки круглой трубки внутри ТВС вместо квадратной со скругленными краями и круглым отверстием объем воды в этом пространстве увеличивается. С одной стороны, это приводит к улучшению теплоотвода, поскольку объем охлаждающей воды возрастает, а с другой стороны, увеличение объема воды приводит к увеличению потока тепловых нейтронов в прилегающей области тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ), что, в свою очередь, ведет к росту энерговыделения. Для определения этих изменений были выполнены нейтронно-физические и тепло-гидравлические расчеты для канала с квадратной трубкой и для канала с круглой трубкой. Установлено, что замена квадратной трубки со скругленными краями и круглым отверстием в центре на круглую трубку, используемую в качестве направляющей для установки компенсирующего органа регулирования, не повлияет на ядерную безопасность эксплуатации реактора ВВР-СМ.
Библиографические ссылки
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
