«РОСАТОМ» / АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»

Отделение теплофизики

Теплофизическое обоснование работоспособности важнейших элементов энергетических ядерных реакторов

Лаборатория моделирования теплогидравлических процессов в ЯЭУ с жидкометаллическими теплоносителями

Кузина
Юлия Альбертовна

начальник лаборатории,
кандидат технических наук

Предложения к сотрудничеству

Продукция и услуги

  • Нагреватели с косвенным нагревом
  • Изготовление термопар малого диаметра

Опыт работы и научные достижения

В лаборатории получены важные результаты фундаментальных экспериментальных исследований гидродинамики и теплообмена в однофазных и двухфазных потоках жидкометаллических теплоносителей и прикладных экспериментальных и расчетных теплогидравлических исследований применительно к активным зонам и узлам оборудования ядерных реакторов с жидкометаллическими теплоносителями (Na, Na-K, Pb, Pb-Bi) различного назначения, в том числе:

  • созданы основы теплового моделирования тепловыделяющих сборок, что позволило выполнить экспериментальные исследования теплообмена и температурных полей в сборках твэлов с жидкометаллическим охлаждением на масштабных моделях с электрообогреваемыми имитаторами твэлов;
  • получены универсальные профили скорости и температуры в каналах сложного сечения (пучки стержней с треугольной и квадратной решеткой и др.);
  • доказана возможность отвода тепла от плотноупакованных сборок стержней с жидкометаллическим охлаждением;
  • исследована физика процессов межканального обмена в сборках твэлов, даны рекомендации по расчету межканального обмена в сборках твэлов в номинальных и неноминальных режимах работы, при деформации решетки твэлов и блокировке части проходного сечения пучка;
  • исследовано влияние формоизменения элементов конструкции активной зоны в процессе кампании (твэлов, чехлов ТВС, дистанционирующей проволочной навивки, вытеснителей) на температурные поля в активной зоне реакторов БН-600, БН-800;
  • доказана возможность расчета теплообменного оборудования по результатам исследования гидродинамики и теплообмена для пучков твэлов реакторов;
  • доказана возможность устойчивого теплосъема в сборке твэлов при кипении жидкого металла в условиях естественной конвекции в течение продолжительного времени,
  • исследованы характеристики теплообмена и устойчивость циркуляции при кипении жидкого металла в тепловыделяющих сборках в контурах с естественной циркуляцией,
  • изучены режимы течения двухфазного потока жидкометаллического теплоносителя в пучках твэлов, получена картограмма режимов кипения жидкого металла в пучках стержней,
  • показано влияние шероховатости поверхности стержней на характеристики теплообмена.

Разработанный в лаборатории комплекс программ МИФ является базовым в Госкорпорации «Росатом» для расчетного обоснования теплогидравлических характеристик активной зоны реакторов на быстрых нейтронах. Разработана версия программы МИФ-СКП для теплогидравлического анализа активных ядерных реакторов, охлаждаемых водой при сверхкритических параметрах.

Разработаны научно-технические основы создания высокоэффективных устройств пассивной аварийной защиты ядерных реакторов на основе лиофобных капиллярно-пористых систем. Получены патенты на изобретения.

Выполнено экспериментальное обоснование теплообмена в мишени ускорительно управляемой системы с охлаждением сплавом Pb-Bi.

Направления исследований

  • теплогидравлические исследования в обоснование характеристик и безопасности ядерных реакторов с жидкометаллическими теплоносителями;
  • экспериментальное обоснование принципов теплогидравлического моделирования процессов естественной конвекции в контурах и камерах смешения ядерных реакторов;
  • обоснование температурных режимов работы активной зоны и узлов реакторов с жидкометаллическим охлаждением для номинальных, переходных и аварийных режимов;
  • исследования теплообмена и устойчивости циркуляции при кипении щелочных металлов в модельных сборках активных зон ядерных реакторов;
  • экспериментальные исследования теплообмена и температурных полей на моделях ускорительно управляемых систем с жидкометаллическим охлаждением;
  • создание пассивных устройств безопасности для ядерных реакторов;
  • изучение характеристик и испытание датчиков теплофизического контроля (уровнемеров, расходомеров, датчиков давления), включая акустический контроль кипения, в жидкометаллических теплоносителях;
  • изучение термодинамики и численное моделирование гидродинамики и теплообмена в тепловыделяющих сборках активной зоны реакторов с водой при сверхкритических давлениях;
  • анализ и обобщение результатов теплогидравлических исследований, разработка баз экспериментальных данных и баз знаний теплогидравлических исследований активной зоны и узлов оборудования ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением, разработка верификационных тестов, проведение стандартных задач.

Фундаментальные исследования

  • изучение процессов гидродинамики и теплообмена в однофазных потоках жидкометаллических теплоносителей в каналах сложной формы, сборках твэлов, теплообменниках и камерах смешения;
  • исследование процессов кипения жидкометаллических теплоносителей в каналах сложной формы, сборках твэлов и теплообменниках при естественной, смешанной и вынужденной конвекции;
  • разработка теоретических основ моделирования процессов теплообмена в контурах с естественной циркуляцией жидкометаллических теплоносителей;
  • разработка методов численного моделирования и проведение расчетов процессов гидродинамики и теплообмена в одно- и двухфазных потоках в каналах сложной формы;

Прикладные исследования

  • изучение теплогидравлики активных зон, проточных частей и компонентов ядерных реакторов с жидкометаллическим охлаждением в обоснование безопасной эксплуатации действующих, проектных параметров сооружаемых и проектируемых усовершенствованных ядерных реакторов с натриевым охлаждением (типа БН) и ядерных реакторов с охлаждением тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (Pb-Bi, Pb) типа СВБР и БРЕСТ;
  • исследование развития аварийных ситуаций с кипением жидкометаллического теплоносителя в обоснование безопасности и самозащищенности реакторов на быстрых нейтронах (типа БН);
  • разработка и создание пассивных устройств аварийной защиты реакторов на быстрых нейтронах типа БН и БРЕСТ;
  • изучение теплогидравлических характеристик систем аварийного расхолаживания быстрых реакторов;

Состав лаборатории

В лаборатории работает 4 кандидата наук (Ю.А. Кузина, В.В. Привезенцев, Г.П. Богословская, Е.Ф. Иванов), а также высококвалифицированные специалисты (научные сотрудники, инженеры) и рабочие (токарные, фрезерные, слесарные, механические работы).

Экспериментальная база

Программно-измерительный комплекс быстропротекающих процессов на платформе «Compact RIO»

Платформа представляет собой надёжную, настраиваемую систему, состоящую из трёх компонентов – контроллера, работающего в режиме реального времени, реконфигурируемой ПЛИС (программируемая логическая интегральная схема) и совокупности промышленных модулей ввода-вывода. Контроллер реального времени содержит в себе промышленный процессор детерминистически выполняющий приложения программного пакета «LabVIEW Real-time», что позволяет в реальном времени проводить измерения и запись данных на разных скоростях и одновременно работать с периферийным оборудованием. Шасси со встроенным контроллером может содержать до восьми модулей ввода вывода. Кроме этого, в системе установлены ещё четыре шасси (по восемь слотов для модулей ввода-вывода в каждой). Связываются шасси посредством сетевого интерфейса 1000 BaseTX Ethernet. Шасси могут устанавливаться непосредственно вблизи датчиков. Максимальная длина линии связи между элементами комплекса «NI compact RIO» составляет сто метров.

Архитектура платформы «NI Compact RIO»

Шасси с настраиваемой ПЛИС непосредственно соединяется с модулями ввода-вывода. Отсутствие шины между ПЛИС и модулями ввода-вывода позволяет минимизировать задержки измерения параметров и отклика исполнительных устройств и, соответственно, максимально быстро реагировать на изменения в контролируемой системе. Например, одно шасси с ПЛИС способно выполнять более 20 циклов пропорционально-интегрально-дифференциального (ПИД) регулирования с частотой 100 кГц одновременно. Оцифрованные данные, получаемые от модулей АЦП, передаются по сети Gigabit Ethernet и сохраняются на твердотельный накопитель, который находится в составе головного шасси. Затем эти данные на более медленных скоростях могут быть считаны рабочей станцией и обработаны с использованием соответствующего программного обеспечения.

Историческая справка

Лаборатория моделирования теплогидравлических процессов в ЯЭУ с жидкометаллическими теплоносителями была создана в 1956 году для проведения экспериментальных, теоретических и численных исследований гидродинамики и теплообмена в активных зонах и узлах ядерных установок различного назначения, охлаждаемых жидкими металлами.

Основатель лаборатории и первый ее руководитель (1956–1972) – д.т.н., профессор Ушаков Павел Анатольевич. Затем начальниками лаборатории были: д.т.н., профессор Жуков Альберт Владимирович (1973–1992), д.т.н. Сорокин Александр Павлович (1993–2010), к.т.н. Привезенцев Виталий Владимирович (2010–2015), к.т.н, доцент Кузина Юлия Альбертовна (с 2015 по настоящее время).

За время существования в лаборатории получен ряд фундаментальных и практических результатов. В настоящее время лаборатория обладает уникальной экспериментальной базой. Разработаны оригинальные экспериментальные методы измерений, которые широко используются при работе с жидкими металлами.

В лаборатории разработаны также программы теплогидравлического расчета, которые заложены в основу обоснования работы и безопасности энергетических установок, охлаждаемых жидкими металлами.