К вопросу обоснования режимов испытаний ампульных экспериментальных устройств в исследовательском реакторе

Abstract

Актуальность работы обусловлена тем, что в результате расчетно-экспериментальных исследований будет дополнена информация о процессе протекания тяжелой аварии энергетического реактора на быстрых нейтронах. Цель работы: определение теплового состояния стальной капсулы в ампульном экспериментальном устройстве, предназначен ном для получения расплава материалов активной зоны быстрого энергетического реактора в условиях, моделирующих тяжелую реакторную аварию. Методы исследования: методы численного моделирования нейтронно-физических процессов с использованием специализированных кодов MCNP5 основанного на методе Monte-Carlo, а также метод конечно-разностного элементного анализа систем, реализованный в вычислительном программном комплексе ANSYS 14.0. Результаты. Выполнены нейтронно-физические и тепловые расчеты ампульного облучательного устройства, предназначенного для исследования тяжелых аварий быстрых энергетических реакторов (данное устройство, в котором осуществляется плавление материалов активной зоны реактора, изготовлено из материалов, температуры плавления которых ниже температуры получаемого расплава кориума). В результате проведенных нейтронно-физических расчетов был определен коэффициент связи между энерговыделением в ТВС внутриреакторного ампульного облучательного устройства и энерговыделением в активной зоне Импульсного Графитового Реактора. Из результатов теплофизического расчета следует, что при проведении реакторных испытаний в выбранном режиме работы реактора максимальная температура у топлива на уровне центра активной зоны составит ~3000 К, у оболочки ТВЭЛа ~2500 К, у танталового стакана ~806 К, у стальной капсулы ~693 К. При таких значениях температур конструкция экспериментального устройства сохранит свою целостность, и тем самым будет достигнута безопасность проведения эксперимента по получению натурного кориума.

The relevance of the research is caused by complementation of the information on severe accident of fast neutron power reactor in the result of computational-experimental researches. The main aim of the study is to detect thermal state of steel capsule in ampoule experimental device, designed for getting material melt of fast power reactor core in the conditions modeling reactor severe accident. Research methods: methods of computational modeling of neutron processes using MCNP5 specialized codes based on Monte-Carlo method, as well as the method of system finite-difference elemental analysis, implemented on ANSYS 14.0. computational software system. Results. The authors have carried out neutron-physical and thermal calculations of an ampoule irradiation device designed for investigating severe accidents of fast energy reactors (this device, in which the material of the reactor core melts, is made of materials which melting points are lower than the temperature of the resulting melt of the corium). As a result of neutronic calculations the coupling coefficient between the in-core fuel assemblies energy release in the irradiation device and ampoule energy release in the core Pulse graphite reactor was defined. From the results of the thermophysical calculation it follows that during reactor tests in the selected reactor operation mode, the maximum fuel temperature at the center of the core level is 3000 K, at the fuel element cladding is 2500 K, for the tan talum glass is 806 K, for the steel capsule is 693 K. With such temperature values, the design of the experimental device will retain its in tegrity and thereby the safety of the experiment on obtaining the full-scale corium will be achieved.