Теплогидравлические исследования яэу (к 60-летию первой АЭС)

УДК: 
УДК 621.039

Номер журнала:

Аннотация: 

Проектирование, сооружение и успешный пуск в лаборатории «В» (в
настоящее время ГНЦ РФФЭИ) в г. Обнинске 27 июня 1954 г. Первой
АЭС стали поворотом от чисто военных программ к мирному исполь
зованию атомной энергии. Исследования теплогидравлики ядерных
энергетических установок (ЯЭУ) в ФЭИ начались в 1950х гг. в связи
с проведением работ для реактора со свинцововисмутовым теплоно
сителем и быстрых реакторов, охлаждаемых натрием. В настоящее
время в ФЭИ имеется комплекс лабораторий, оснащенных современ
ной экспериментальной теплофизической базой, где проводятся фун
даментальные и прикладные исследования, связанные с обосновани
ем различных ЯЭУ. Фундаментальные исследования направлены на
развитие теории и создание расчетных кодов, верифицированных на
основе специально поставленных экспериментов для получения де
тального описания полей скорости и температуры в любых узлах
оборудования ЯЭУ. Математические модели и численные методы обоб
щены для описания и численного моделирования однофазных тече
ний, многофазных и многожидкостных систем. Прикладные исследо
вания и разработки выполняются путем детального изучения физи
ческих процессов для условий реакторных установок и направлены
на поиск технических решений, обеспечивающих оптимальные рас
пределения скорости и температуры в активной зоне реакторов, теп
лообменниках и парогенераторах.
Результаты исследований представлены в монографиях, в трудах оте
чественных и зарубежных конференций. Их итогом явилось тепло
гидравлическое обоснование ЯЭУ с натриевым теплоносителем (реак
торы БР10, БОР60, БН350, БН600, БН800), эвтектическим спла
вом свинецвисмут (АПЛ проектов 645 и 705), сплавом натрийкалий
(космические ЯЭУ БУК, ТОПАЗ). Для накопления, хранения и анализа
теплофизических данных, их оценки, выработки рекомендаций по
обоснованию ЯЭУ, верификации расчетных кодов создан Центр теп
лофизических данных. Для улучшения экономических и экологичес
ких характеристик, повышения безопасности ЯЭУ как с водяным, так
и с жидкометаллическими теплоносителями необходимо более глу
бокое понимание закономерностей, определяющих теплогидравличес
кие, физикохимические и массообменные процессы. Необходимо про
ведение новых теплогидравлических исследований как для создания
ЯЭУ нового поколения (БН1200, СВБР100, БРЕСТ300, БНВТ, ВВЭР
1200, ВВЭРТОИ, ВВЭРСКД), космических ЯЭУ большой мощности, элек
троядерных и ускорительноуправляемых систем, термоядерных ус
тановок, так и неядерных технологий.

Ссылки: 
1. Поплавский В.М., Ефанов А.Д., Жуков А.В., Калякин С.Г., Сорокин А.П., Юрьев Ю.С. Тепло гидравлические исследования реакторных установок с натриевым теплоносителем // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108. – Вып. 4. – С. 236241.
2. Методические указания и рекомендации по теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. / под ред. А.В. Жукова, А.П. Сорокина. – РТМ 1604.00888. – Обнинск: ФЭИ. –1989. 435 с.
3. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплофизические исследования безопасности ядерных реакторов нового поколения // Тепловые процессы в технике. – 2010. – Т. 2. – №11. – С. 518523.
4. Сорокин А.П. Теплофизические исследования вопросов безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах // Теплоэнергетика. – 2007. – №12. – С. 2936.
5. Субботин В.И., Кащеев В.М., Номофилов Е.В., Юрьев Ю.С. Решение задач реакторной фи зики на ЭВМ. –М.: Атомиздат. 1979.
6. Жуков А.В., Сорокин А.П.. Ушаков П.А. и др. Поканальный теплогидравлический расчет сборок твэлов ядерных реакторов // Атомная энергия. –1981. –Т. 51. – Вып. 5. – С. 307 311.
7. Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивле ния пучков твэлов быстрых реакторов. // Атомная энергия. –1986. –Т. 60. –Вып. 5. – С. 317321.
8. Ибрагимов М.Х., Субботин В.И., Ушаков П.А. Исследования теплоотдачи при турбулент ном течении в трубах тяжелых жидких металлов. // Атомная энергия. –1960. – Т. 8. – Вып. 1. – С. 5456.
9. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Систематические исследования теплообмена в сборках твэлов и некоторые задачи жидкометаллического охлаждения. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2009. – №4. – С. 95108.
10. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Кузина Ю.А., Денисова Н.А., Сорокин Г.А., Федо- сова М.А. База экспериментальных данных по теплогидравлике быстрых реакторов для ве рификации расчетных кодов. // Атомная энергия. – 2009. –Т. 107. –Вып. 3. –С. 128136.
11. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлический анализ активной зоны ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Часть I. // Тепловые процессы в технике. –2009. –Т. 1. –№7. –С. 127139.
12. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлический анализ активной зоны ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением. Часть II // Тепловые процессы в технике. –2009. – Т. 1. –№ 8. –С. 318331.
13. Ушаков П.А. Приближенное тепловое моделирование цилиндрических тепловыделяю щих элементов. / Жидкие металлы. –М.: Атомиздат. –1967.
14. Субботин В.И., Ибрагимов М.Х., Ушаков П.А., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Гидро динамика и теплообмен в атомных энергетических установках (основы расчета). –М.: Ато миздат. –1975.
15. Жуков А.В., Кириллов П.Л., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. и др. Теплогидравлический расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением. –М.: Энергоатомиздат. –1985.
16. Bogoslovkaya G.P., Sorokin A.P., Zhukov A.V. LMFR Core and Heat Exchanger Thermohydraulic Design: Former USSR and Present Russia Approaches // IAEATECDOC1060. Vienna: IAEA. 1999.
17. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакто ров: теоретические основы и физика процесса. – М.: Энергоатомиздат, –1989.
18. Сорокин А.П., Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Жуков А.В., Ушаков П.А., Титов П.А. Эк спериментальные и расчетные исследования поперечного турбулентного переноса им пульса и энергии в каналах сложной формы. // Теплофизика высоких температур. –1996. – Т. 34. –№6 –С. 903908.
19. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакто ров: расчетные программы и практическое приложение. –М.: Энергоатомиздат. –1991.
20. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Богословская Г.П., Сорокин Г.А. Теплогидравли ческие аспекты глубокого выгорания ядерного топлива в быстрых реакторах. // Атомная энергия. –2003. –Т. 95. –С. 186–193.
21. Сорокин А.П., Богословская Г.П. Методы теплогидравлических расчетов тепловыделяю щих сборок активной зоны быстрых реакторов. // Теплоэнергетика. –1997. –№3. –С. 2126.
22. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. и др. Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с неадиабатичес кими граничными условиями: Препринт ФЭИ1972. –Обнинск: ФЭИ. –1985.
23. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В., Ушаков П.А., Кривенцев В.А., Титов П.А. Стохастические неравномерности температурных полей в формоизмененных ТВС быстрых реакторов: Препринт ФЭИ1678. –Обнинск: ФЭИ. –1985.
24. Казачковский О.Д., Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Температурные поля в фор моизмененных ТВС быстрых реакторов. // Атомная энергия. –1988. –Т. 65. –Вып. 2. – С. 8997.
25. Жуков А.В., Матюхин Н.М., Сорокин А.П. Теплогидравлические характеристики модель ных ТВС реакторов при частичной блокировке проходного сечения (твэлы с проволочными навивками). // Известия вузов. Ядерная энергетика. –1997. –№5. – С. 6573.
26. Kuzina J.A., Sorokin A.P., Zhukov A.V. Numerical simulation of fuel assembly thermohydraulics of reactors with blockages // Hydrodynamics and heat transfer in reactor components cooled by liquid coolant in single/twophase. IAEA, TWGFR/125, Vienna, Austria. –2005. –pp. 461480.
27. Ушаков П.А., Юрьев Ю.С., Колмаков А.П. Поля скорости, давления и температуры в кас сетах твэлов быстрых реакторов при блокировании проходного сечения. ТеплообменIV. / под ред. А.Г. Блох. –Минск: Издво ИТМО АН БССР. –1980. –Т. 8. –С. 180191.
28. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П., Леонов В.Н., Смирнов В.П., Сила-Новицкий А.Г. Экспериментальные исследования теплопередачи в активной зоне реактора БРЕСТОД300 на моделях со свинцовым охлаждением. // Теплоэнергетика. –2002. –№3. –С. 210.
29. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Кузина Ю.А. Температурные режимы твэлов ко рабельных ядерных установок с жидкометаллическим охлаждением. // Известия вузов. Ядерная энергетика. –2007. –№1. –С. 5668.
30. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. О некоторых подходах по изучению влияния пере менного энерговыделения на теплоотдачу и температурные поля твэлов реакторов. // Воп росы атомной науки и техники, сер. «Физика ядерных реакторов», вып. 3 «Динамика и безо пасность ядерных энергетических установок». – М.: РНЦ «Курчатовский институт». –2008. –С. 2129.
31. Жуков А.В., Кузина Ю.А., Сорокин А.П. Анализ бенчмаркэксперимента по гидравлике и теплообмену в сборке имитаторов твэлов с жидкометаллическим охлаждением. // Атомная энергия. –2005. –Т. 99. – Вып. 5. –С. 336348.
32. Митенков Ф.М., Головко В.Ф., Ушаков П.А., Юрьев Ю.С. Проектирование теплообменных аппаратов АЭС. / под ред. Ф.М. Митенкова. –М.: Энергоатомиздат. –1988.
33. Poplavsky V.M., Efanov A.D., Zhukov A.V., Sorokin A.P., Yuriev Yu.S. Thermohydraulics of sodium cooled reactors // Report on the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Challenges and Opportunities (FR09), December 79, 2009. – Kyoto. –Japan. –0628P. –12 p.
34. Зарюгин Д.Г., Калякин С.Г., Опанасенко А.Н., Сорокин А.П. Исследования стратифика ции теплоносителя и пульсаций температуры в ядерных энергетических установках. // Теплоэнергетика. –2013. –№3. – С. 110.
35. Зарюгин Д.Г., Лескин С.Т., Опанасенко А.Н., Сорокин А.П. Расчетноэкспериментальные исследования теплогидравлических характеристик в баке быстрого реактора на интеграль ной модели САРХ в различных режимах работы установки. // Известия вузов. Ядерная энер гетика. –2013. –№2. – С. 96104.
36. Жуков А.В., Сорокин А.П., Кузина Ю.А. Аварийное расхолаживание быстрых реакторов естественной конвекцией. // Теплоэнергетика. –2013. –№5. –С. 4251.
37. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Гидродинамические неравномерности теплоносителя на входе в активную зону ядерного реактора, об
38. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Гидродинамика коллекторных систем ядерных энерге тических установок. // Известия вузов. Ядерная энергетика. –2007. –№1. – С. 113121.
39. Грабежная В.А., Грачев Н.С., Михеев А.С. Парогенератор БН600: экспериментальные работы в обоснование теплогидравлики парогенератора. / Доклад на российскофранцузс ком совещании по технологии быстрых реакторов, 1317 мая 2013 г., Обнинск, ГНЦ РФФЭИ.
40. Кириллов П.Л., Грабежная В.А. О влиянии способа обогрева на критический тепловой поток. // Атомная энергия, –1981. – Т. 51. –Вып. 4 (10). – С. 225227.
41. Зенкевич Б.А., Песков О.Л., Сапанкевич А.П. Кризис теплоотдачи в потоке кипящей воды в трубах. / В кн.: Кризис теплообмена при кипении в каналах. / под ред. В.И. Субботина и П.Л. Кириллова. –Обнинск: ФЭИ, 1974. –С. 7299.
42. Рекомендации по расчету кризиса теплоотдачи при кипении воды в круглых трубах. – М.: ИВТ АН СССР, 1980. Препринт 157.
43. Зенкевич Б.А., Калинин Ю.А., Ремизов О.В., Субботин В.И. О влиянии неравномерного распределения теплового потока по длине трубы на кризис теплоотдачи. Препринт ФЭИ 150. –Обнинск: ФЭИ, 1969.
44. Sergeev V.V., Gonin A.I. Dispersed Flow Film Boiling Heat Transfer in Channels with Spacer Elements // Working Material: Thermo hydraulic Relationships for Advanced Water Cooled Reactors / Report of the Third Research Coordination Meeting for the Coordinated Research Programme on Advanced Water Cooled Reactors Held at IPPE, Obninsk, Russia, October 612, 1997. –IAEA, Vienna, Austria, 1998. – pp. 222228.
45. Грачев Н.С., Ивашкевич А.А., Прохорова В.А., Фетисов М.Н. О термической неравновес ности пароводяного потока. // Теплофизика высоких температур. –1974. –Т. XII. – №3. – С. 680681.
46. Грачев Н.С., Кириллов П.Л., Прохорова В.А. Экспериментальное исследование теплооб мена в парогенерирующей трубе с внутренним оребрением. // Теплофизика высоких тем ператур. –1976. – Т. ХV. – №6. – С. 12341240.
47. Грабежная В.А., Михеев А.С., Крюков А.Е. Испытания модели парогенератора БРЕСТ при работе на частичных и пусковых параметрах. / Научнотехнический сборник «Итоги науч нотехнической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2012 год. – Обнинск: ГНЦ РФФЭИ. – 2013. – С. 131142.
48. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплофизические исследования в обоснование проектов и безопасности ядерных реакторов нового поколения. // Атомная энергия. –2012. –Т. 112. –Вып. 1. –С. 3639.
49. Субботин В.И., Сорокин Д.Н., Овечкин Д.М., Кудрявцев А.П. Теплообмен при кипении металлов в условиях естественной конвекции. –М.: Наука. 1969.
50. Кириллов П.Л. Теплообмен жидких металлов круглых трубах (однофазный и двухфаз ный потоки). / Диссертация на соиск. степени д. техн. н. – М., 1968.
51. Сорокин А.П., Ефанов А.Д, Иванов Е.Ф. и др. Расчетноэкспериментальные исследова ния условий устойчивого теплообмена при возникновении кипения жидкого металла в ре жиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. // Известия вузов. Ядерная энерге тика. – 1999. –№2. –С. 5970.
52. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Иванов Е.Ф. и др. Теплообмен при кипении жидкого металлав режиме аварийного расхолаживания быстрого реактора. // Атомная энергия. 1999. – Т. 87. –Вып. 5. – С. 337342.
53. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф. и др. Исследования теплообмена и устойчивос ти кипения жидкометаллического теплоносителя в контуре естественной циркуляции. // Теплоэнергетика. – 2003. –№3. – С. 2026.
54. Ефанов А.Д., Сорокин А.П., Иванов Е.Ф., Богословская Г.П., Иванов В.В., Волков А.Д., Со- рокин Г.А., Зуева И.Р., Федосова М.А. Теплообмен при кипении жидкого металла в системе параллельных каналов в режиме естественной конвекции. // Теплоэнергетика –2007. – №3. – С. 4351.
55. Sorokin G.A., Ninokata H., Sorokin A.P., Endo H., Ivanov E.F. Experimental and Numerical Study of Liqued Metal Boiling in the System of Parallel Bundles under Natural Circulation Conditions // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2006. – V. 43. No 6. – pp. 623634.
56. Сорокин Г.А., Ниноката Х., Эндо Х. и др. Экспериментальное и расчетное моделирова ние теплообмена при кипении жидкого металла в системе параллельных тепловыделяющих сборок в режиме естественной конвекции. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2005. – №4. – С. 92106.
57. Портяной А.Г., Портяной Г.А., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П. Разработка пассивных уст ройств аварийной защиты быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. / Сб. докл. ме жотраслевой конференции «Теплофизика2005». – 1618 ноября 2005. Обнинск: ГНЦ РФ ФЭИ. – 2006. –14 с.
58. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Шкаровский Д.А. Пассивные ус тройства остановки реакторов: классификация характеристик и оценка степени совершен ства. // Атомная энергия. –1998. –Т. 84. – Вып. 5. – С. 394398. 59. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Мальцев
59. Портяной А.Г., Сердунь Е.Н., Сорокин А.П., Егоров В.С., Мальцев В.Г. Разработка и изу чение характеристик пассивного устройства останова быстрого реактора. // Атомная энер гия. –1999. – Т. 86. – Вып. 1. – С. 7781.
60. Ефанов А.Д., Колмаков А.П., Куликов Б.И., Ложкин В.В. Пометько Р.С., Смирнов А.М. Теплофизические аспекты повышения энергонапряженности сборок в реакторах ВВЭР / Сб. тез. и докл. IV Международной научнотехнической конференции «Обеспечение безопасно сти АЭС с ВВЭР». –Подольск, 2325 мая 2005. – С. 55.
61. Безруков Ю.А., Астахов В.И., Брантов В.Г. и др. Экспериментальные исследования и статистический анализ данных по кризису теплообмена в пучках стержней для реактора ВВЭР. // Теплоэнергетика. –1976. –№2. – С. 8082.
62. Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Пометько Р.С., Селиванов Ю.Ф. Перспективы и пути ис пользования решеток интенсификаторов теплообмена в ТВС ВВЭР. // Научнотехничес кая конференция «Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития» (НТК2010). – Москва, ОАО «ВНИИНМ», 17 19 ноября 2010. – 10 с.
63. Асмолов В.Г., Блинков В.Н., Мелихов О.И., Ефанов А.Д, Сорокин А.П., Стрижов В.Ф. Проблемы тепломассопереноса и безопасности в проектах АЭС нового поколения. / Ори ентированные фундаментальные исследования в обеспечение инновационных ядерных технологий: Сб. докл. на расширенном заседании НТС Росатома. Москва, 28 сентября 2007. – М.: ФГУП «ЦНИИАТОМИНФОРМ». – 2007. – С. 5578.
64. Беркович В.М., Коршунов А.С., Таранов Г.С. и др. Разработка и обоснование технологии удаления неконденсирующихся газов для обеспечения работоспособности систем пассив ного отвода тепла. // Атомная энергия. – 2006. –Т. 100. –Вып. 1. – С. 1319.
65. Remizov O.V., Morozov A.V., Tsyganok A.A., Kalyakin D.S., Berkovich V.M., Peresadko V.G., Taranov G.S. Experimental Study on Novovoronezh NPP2 Steam Generator Model Condensation Power in the Event of the Beyond Design Basis Accident // Proceedings of 2010 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP 10). San Diego, CA USA, June 1317, 2010. Paper 10101.
Исследования в обоснование водородной безопасности РУ нового поколения, предтестовый анализ с использованием кода КУПОЛМ экспериментов на установках TOSQAN, VTSTRA, PANDA в рамках проекта ERCOSAMSAMARA. / Научнотехнический сборник «Итоги научно технической деятельности Института ядерных реакторов и теплофизики за 2011 год». – Обнинск: ГНЦ РФФЭИ. – 2012. – С. 259288.
67. Кириллов П.Л. Водоохлаждаемые реакторы на воде сверхкритических параметров. // Теплоэнергетика. –2008. –№5. – С. 25.
68. Пометько Р.С., Опанасенко А.Н., Шелегов А.С. Теплообмен при сверхкритических пара метрах теплоносителя в пучке стержней. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2010. – №2. – С. 142150.
69. Grabezhnaya V.A., Kirillov P.L. Heat Transfer at Supercritical Pressures and Deterioration Boundaries // Eleventh International Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal Hydraulics (NURETH11). –Avignon, France. – October 26, 2005.
70. Богословская Г.П., Кириллов П.Л., Сорокин А.П. Программа МИФ теплогидравлического рас чета активной зоны реактора, охлаждаемого водой при сверхкритическом давлении. // Тепло энергетика. – 2009. – №3. – С. 3437.

Для полного доступа к информации авторизуйтесь или зарегистрируйтесь на сайте