Расчетное обоснование реализации заданного энерговыделения в объектах испытаний на импульсном графитовом реакторе.
DOI:
https://doi.org/10.31489/2020No2/87-95Ключевые слова:
импульсный графитовый реактор, тепловыделяющая сборка, энерговыделение, профиль мощности, делящаяся зонаАннотация
"В статье представлены подходы и технические решения, применяемые в практике подготовки испытаний в импульсном графитовом реакторе, для обеспечения заданного аксиального и радиального распределения энерговыделения в модельных твэлах и тепловыделяющих сборках. Рассмотрена процедура расчетного обоснования решений, обеспечивающих заданное объемное распределение энерговыделения в объекте испытаний на примере гетерогенной тепловыделяющей сборки, в которой применен принцип высотного разделения обогащенного топлива на две зоны слоем топлива с обедненным ураном, используемым для воспроизводства делящихся веществ. Реализация указанной процедуры и принятие соответствующих технических решений позволили обеспечить заданный профиль аксиального и радиального распределения энерговыделения в модельной тепловыделяющей сборке на стадии проектирования облучательного устройства. По результатам исследования продемонстрирован комплекс мер, позволивший обеспечить равномерное радиальное энерговыделение и заданное среднее энерговыделение в верхней и нижней зонах деления экспериментальной тепловыделяющей сборки может быть получено на уровне 90,6 Вт/г (UO2) и 74 Вт/г (UO2) соответственно. Данные меры включают профилирование обогащения топливных таблеток по рядам тепловыделяющей сборки, использование на торцах зон таблеток с поглотителем и определенное позиционирование облучательного устройства по высоте реактора. "
Библиографические ссылки
"1 Kurchatov I.V., Feinberg S.M., Dollezhal N.A. Pulsed graphite reactor IGR. Atomic energy. 1964, Vol. 17, No.6, pp. 463 – 474. [In Russian].
Royl P., Breitung W., Fischer E.A., Schumacher G., Gauntt R.O., Wright S.A. Contributions from the ACRR in-pile experiments to the understanding of key phenomena influencing unprotected loss of flow accident simulations in LMFBRs. Nuclear Engineering and Design. 1987, Vol. 100, Issue 3, pp. 387 – 408.
Amaya M., Udagawa Y., Narukawa T., Mihara T., Taniguchi Y. Behaviors of High-burnup LWR Fuels with Improved Materials under Design-basis Accident Conditions. Proceedings of Annual Topical Meeting on Reactor Fuel Performance (TopFuel 2018) (Internet). Prague, Czech Republic, 2018.
Biard B., Chevalier V., Gaillard C., Georgenthum V., et al. Reactivity Initiated Accident transient testing on irradiated fuel rods in PWR conditions: The CABRI International Program. Annals of Nuclear Energy. 2020. Vol. 141. 107253.
Kalcheva S., Van den Branden G., Van Dyck S., et al. Feasibility studies for simultaneous irradiation of NBSR & MITR fuel elements in the BR2 reactor. Annals of Nuclear Energy. 2019, Vol. 127, pp. 303 – 318.
Holschuh Th., Woolstenhulme N., Baker B., et al. Transient Reactor Test Facility Advanced Transient Shapes. Nuclear Technology. 2019, Vol. 205(10), pp. 1346 – 1353.
Bailly J., Tattegrain A., Saroul J. The SCARABEE facility - Its main characteristics and the experimental program. Nuclear Engineering and Design. 1980, Vol. 59, Issue 2, pp. 237 – 255.
Konishi K., et al. The Result of a wall failure in-pile experiment under the EAGLE project. Nuclear Engineering and Design. 2007, Vol. 237(22), pp. 2165 – 2174.
Kamiyama K., et al. Experimental studies on the upward fuel-discharge for elimination of severe recriticality during core-disruptive accidents in sodium-cooled fast reactors. Journal of nuclear science and technology. 2014, Vol. 51(9), pp. 1114 - 1124.
Serre F., Payot F., Suteau C., 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), San Francisco (CA, USA). 2016, Vol. 3, pp. 2173 – 2182.
Vityuk G., Vurim A., Skakov M., Pakhnits A. Methods and results of determining the impurity gas amount in ceramic fuel. Annals of Nuclear Energy. 2021, Volume 150, 107843.
Vityuk G.A., Vurim A.D., Kotov V.M., Vityuk V.A., Zhanbolatov O.M. Calculated studies in support of in-reactor tests of fast reactor fuel elements on fast neutrons. Bulletin of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. 2017, Vol. 3, pp. 24 – 31. [In Russian].
Vurim A.D., Zhdanov V.S., Zverev V.V., Pivovarov O.S., Kulinich Yu.A. Results of tests of model fuel elements of the BREST-300 reactor in the IGR reactor. Bulletin of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. 2000, Vol. 1, pp. 25 – 30.
Vityuk V.A., et al. Determination of the parameters for fuel assembly tests in a pulsed graphite reactor. Atomic Energy. 2016, Vol. 120, No. 5, pp. 323 – 327.
Vityuk V.A., Vurim A.D. Method for determining the energy parameters in pulse reactor experiments. Annals of Nuclear Energy. 2019, Vol. 127, pp. 196 – 203.
Irkimbekov R.A., Vityuk V.A., et al. About the fuel tests features at the IGR research reactor. International Conference on Research Reactors: Safe Management and Effective Utilization. Book of abstracts, International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria). November 16–20, 2015, pp.71 – 72.
The complex of the pulse research reactor IGR. Technological regulations: AK.65000.02.104D. Branch of the IAE RSE NNC RK, Kurchatov. 2014, Ref. No. K-52058. [In Russian].
Vityuk V.A., Vurim A.D., Kotov V.M., et al. Development of a model fuel assembly for an emergency study with instant blocking of the coolant flow in a fast neutron reactor. Bulletin of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. 2018, Vol. 3 (75), pp.93 – 98. [In Russian].
The ASTRID technological demonstrator. 4th-Generation sodium-cooled fast reactors. December 2012, Vol. 3, 96 pages.
Vurim A.D., Vityuk V.A., Gaydaychuk V.A., et al. Computational-experimental studies in support of the program of in-reactor tests of a model fuel assembly of a promising reactor. Bulletin of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. 2015, Vol. 1, pp. 55 – 60. [In Russian].
Vurim A.D., Kotov V.M., Irkimbekov R.A., et al. Computer model of the IGR reactor for stationary neutron-physical calculations. The Republic of Kazakhstan certificate of authorship. December 27, 2016, No. 2738.
Vityuk G.A., Skakov M.K., Vityuk V.A., et al. Implementation of the energy release profile in a heterogeneous fuel element during tests in a pulsed graphite reactor. KazNITU Bulletin. 2018, Issue 6, pp. 357 – 364. [In Russian].
MCNP-5.1.40 Monte-Carlo N-Particle Transport Code. Los Alamos National Laboratory. Los Alamos (New Mexico). April 24, 2003.
Vityuk G.A., Vurim A.D., Kotov V.M., et al. Computational studies in support of intra-reactor tests of fuel rods for the fast neutron reactors. Bulletin of the National Nuclear Center of the Republic of Kazakhstan. 2017, Vol. 3 (71), pp.24 – 30. [In Russian].
Vityuk V.A. et al. Development of a model fuel assembly for investigating an emergency situation with instant blocking of the flow in a fast neutron reactor. Abstracts of VII Intern. conf. «Semipalatinsk test site. Radiation heritage and prospects for development», Kurchatov. September 21-23, 2016, pp. 128 – 129. [In Russian].
"
