Рассмотрена методология проведения реакторных экспериментов для изучения поведения топлива реакторов ВВЭР в условиях проектной аварии RIA. В АО «ГНЦ НИИАР» разработан метод реализации импульса потока нейтронов в отдельном петлевом канале реактора МИР, работающего на постоянной мощности. Основные характеристики и параметры импульса подтверждены экспериментально. Получены экспериментальные данные о поведении высоковыгоревшего топлива в условиях реактивностной аварии.
Ключевые слова: реактор МИР; твэл реактора ВВЭР; авария с выбросом регулирующего органа; импульс мощности; энерговыделение; температура; давление; газовыделение; максимальная среднерадиальная энтальпия топлива.
METHODICAL FEATURES TO TEST VVER-1000 FUEL RODS IN THE MIR REACTOR UNDER THE DESIGN-BASIS RIA
A.V. Alekseev, O.I. Dreganov, N.A. Ivanov, A.L. Izhutov, I.V. Kiseleva, V.A. Ovchinnikov, V.N. Shulimov
Considered is the procedure for performing reactor tests to study the VVER fuel behavior under the design-basis RIA. RIAR JSC developed a method for producing a neutron flux pulse in a single MIR reactor channel operated at the constant power. The experiments confirmed the key characteristics and parameters of the pulse. Experimental data on the behavior of high-burnup fuel under the RIA were obtained.
Key words: fuel rod; MIR; VVER; RIA; heat rate; power pulse; temperature; maximum mean radial fuel enthalpy; pressure; gas release.
