75 лет атомной промышленности
МЕНЮ

Теплофизика и безопасность АЭС

Теплофизическое обоснование работоспособности важнейших элементов энергетических ядерных реакторов

Лаборатория расчетно-экспериментальных исследований теплогидравлических процессов ЯЭУ с водяными и газовыми теплоносителями

Начальник лаборатории

Лощинин Валерий Михайлович

Наша команда

В лаборатории сложился высококвалифицированный коллектив ученых и инженеров, способных эффективно решать поставленные задачи. Исследования коллектива ученых и инженеров неоднократно отмечены отраслевыми и государственными наградами и премиями.

Направление исследований

  • Обоснование конструкторских и проектных решений в обеспечении надежности и безопасности АЭС с ВВЭР и PWR.
  • Обоснование теплотехнической надежности ТВС новых конструкций в условиях нормальной эксплуатации и аварийных условиях.
  • Исследования критических тепловых потоков.
  • Исследование теплогидравлических условий при повторном заливе (LOCA) и длительном расхолаживании АЗ.
  • Исследования влияния количества и расположения дистанционирующих и интенсифицирующих решеток на повышение допустимой мощности ТВС.
  • Исследования работоспособности пассивных систем безопасности реакторов ВВЭР при различных условиях протекания аварии.
  • Разработка расчетных методик определения локальных параметров теплоносителя и запасов до кризиса теплоотдачи в моделях ТВС.
  • Разработка цифровых баз данных по критическим тепловым потокам в сборках ТВС ВВЭР и PWR.

Выполненные работы

  • Обоснование кассет ВВЭР-1000 с увеличенным диаметром НК.
  • Обоснование улучшенных кассет УТВС, ТВС-2, ТВС2-М для ВВЭР-1000.
  • Обоснование совместимости улучшенного и серийного топлива для ВВЭР.
  • Обоснование кассет ВВЭР-1500.
  • Комплекс работ по обоснованию российского варианта кассет для реакторов типа PWR.
  • Комплекс работ по обоснованию российского варианта кассет для АЭС «ТЕМЕЛИН».
  • Комплекс работ по заказу фирмы «NVAP» (Аргентина).
  • Выполнение работ по заказу фирмы «KAERI» (Южная Корея).
  • В последнее время выполнен обширный комплекс исследований по обоснованию запасов до кризиса теплообмена применительно к ВВЭР-1200.
  • Обоснование безопасности ВВЭР-1200 в аварийных режимах (ЛОКА).
  • Исследование работоспособности пассивных систем безопасности реактора ВВЭР при различных режимных параметрах.
  • Экспериментальное обоснование автономности пассивных систем безопасности реактора ВВЭР проекта «АЭС-2006» в течение 24 часов.
  • Исследование факторов, оказывающих влияние на выполнение пассивными системами безопасности своих проектных функций.
  • Исследование аварийного конденсационного режима работы парогенератора ВВЭР.
  • Исследование влияния неконденсирующихся газов на работоспособность парогенератора ВВЭР в конденсационном режиме.
  • Исследование работоспособности устройства по удалению неконденсирующихся газов.
  • Исследование влияния биоорганического и пылевого загрязнения на работоспособность пассивных систем безопасности.

Экспериментальная база

Стенд СВД-2  для обоснования безопасности применения ядерного топлива на АЭС ВВЭР

Стенд СВД-2 является единственным в России, уникальным по параметрам стендом, позволяющим проводить:

  • обоснование безопасности применения ядерного топлива на АЭС ВВЭР;
  • исследовать теплогидрвлику и кризис теплообмена в полномасштабных по высоте сборках твэлов ВВЭР при давлении до 25 МПа и мощности энерговыделения до 10 МВт;
  • моделировать аварии.

Стенд СВД-1 предназначен

  • для проведения исследований расхолаживании ТВС в условиях повторного залива;
  • теплогидравлики при сверхкритическом давлении.
Стенд СТФ (Фреоновый теплофизический стенд)

Стенд СТФ (теплоноситель фреон) предназначен для моделирования теплогидравлических процессов в каналах различного вида, в том числе, в тепловыделяющих сборках (ТВС) атомных реакторов с водяным теплоносителем. Работы относятся к разработке и экспериментальной проверке эффективных методов увеличения мощности ТВС PWR и ВВЭР, в частности, способов необходимого для этого повышения критической мощности с целью увеличения мощности ТВС.

Крупномасштабный теплогидравлический стенд «РУ-ЗО» (реакторная установка – защитная оболочка)

Крупномасштабный теплогидравлический стенд «РУ-ЗО» (реакторная установка – защитная оболочка) предназначен для исследования совместной работы пассивных систем безопасности современных проектов АЭС с ВВЭР. В состав стенда входят:

  • модель парогенератора, разработанная на основе существующего проекта РУ В-392М (масштаб модели 1:48);
  • металлическая модель защитной оболочки объемом ~ 80 м3 с установленными теплообменниками-конденсаторами;
  • рабочий участок – модель реактора с паровым обогревом, имеющая натурные высотные отметки и объемно-мощностной масштаб 1:144;
  • модель теплообменника системы пассивного отвода тепла (СПОТ).