energsecurityНадежность и безопасность энергетикиSafety and Reliability of Power Industry1999-55552542-2057ООО «НПО Энергобезопасность»10.24223/1999-5555-2025-18-4-291-296energsecurity-1052Research ArticleПРОЕКТИРОВАНИЕ, ИССЛЕДОВАНИЯ, РАСЧЕТЫDESIGN, RESEARCH, CALCULATIONSЭкспериментальное исследование изменения уровня свинцового теплоносителя при барботаже газов через насадки различной геометрииExperimental study of lead coolant level changes during gas bubbling through nozzles of various geometriesСуминР. В.SuminR. V.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ВолковН. С.VolkovN. S.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ПогореловМ. Д.PogorelovM. D.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ДорофеевВ. В.DorofeevV. V.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ЗыряноваТ. К.ZyryanovaT. K.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

КолосовС. В.KolosovS. V.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ШалинаД. С.ShalinaD. S.

ул. Минина, 24, 603155, г. Нижний Новгород

24 Minina str., 603155, Nizhny Novgorod

ФГБОУ ВО «Нижегородский государственный технический университет им. Р. Е. Алексеева»РоссияNizhny Novgorod State Technical University named after R. E. AlekseevRussian Federation202527012026184291296Copyright © Сумин Р.В., Волков Н.С., Погорелов М.Д., Дорофеев В.В., Зырянова Т.К., Колосов С.В., Шалина Д.С., 20262026Сумин Р.В., Волков Н.С., Погорелов М.Д., Дорофеев В.В., Зырянова Т.К., Колосов С.В., Шалина Д.С.Sumin R.V., Volkov N.S., Pogorelov M.D., Dorofeev V.V., Zyryanova T.K., Kolosov S.V., Shalina D.S.Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.https://www.sigma08.ru/jour/article/view/1052

Представлены результаты экспериментального исследования изменения свободного уровня высокотемпературного свинцового теплоносителя при барботаже аргона и водорода через насадки различной геометрии в стационарной емкости от времени введения газа. Методика эксперимента содержала несколько этапов, каждый из которых включал введение в толщу жидкого свинца газов с помощью компрессора в течение 3 часов с измерением уровня 1 раз в час и последующей выдержкой в течение 1 часа без барботирования, за которой также следовало измерение уровня. Эксперименты проведены с тремя типами насадок с разными вводимыми газами: аргон и водород. В ходе экспериментов также варьировался контрольный объем свинца. Результаты экспериментов показывают, что в условиях относительно малых объемов свинцового теплоносителя значительного изменения свободного уровня теплоносителя вследствие насыщения теплоносителя газом не происходит. При этом данный эффект не наблюдается для обоих применяемых в ядерных реакторах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями газами: ни для аргона, ни для водорода. Также возникновение эффекта не было обнаружено при изменении способа ввода газовой фазы: эксперименты с различной геометрией насадок не показали значительного изменения высоты свободного уровня. Результаты экспериментального исследования могут быть полезны для проектировщиков реакторных установок с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями со свободным уровнем теплоносителя. Последующим продолжением данных работ может стать проведение экспериментов с увеличением контрольного объема свинца, использование более совершенных методов измерения уровня теплоносителя, а также фиксация расхода вводимого газа в свинцовый теплоноситель.

The article presents the results of an experimental study on changes in the free surface level of a high-temperature lead coolant during the bubbling of argon and hydrogen through nozzles of various geometries in a stationary tank depending on the duration of gas injection. The experimental procedure consisted of multiple stages, each involving injecting gas into the liquid lead bulk using a compressor for 3 hours, with the level measurements taken hourly, which was followed by a one-hour period without bubbling, after which the level was measured again. Experiments were conducted with three nozzle types and two different gases: argon and hydrogen. The control volume of lead was also varied during the experiments. The results indicate that with relatively small volumes of lead coolant, no significant change in the free surface level occurs due to gas saturation of the coolant. This effect was absent for both argon and hydrogen — gases used in nuclear reactors with heavy liquid metal coolants. Furthermore, varying the gas injection method by using different nozzle geometries also failed to produce a significant change in the free surface height. The findings of this study may be useful for designers of reactor systems employing heavy liquid metal coolants with a free surface. Subsequent work may involve experiments with larger lead volumes, the use of more advanced level measurement techniques, and monitoring the flow rate of gas injected into the lead coolant.

реактор на быстрых нейтронахтяжелый жидкометаллический теплоносительсвинцовый теплоносительбарботажгазонасыщениесвободный уровень теплоносителяfast neutron reactorheavy liquid metal coolantlead coolantbubblinggas saturationfree coolant leveПредставленные результаты получены в рамках государственного задания в сфере научной деятельности (тема № FSWE-2023–0005 «Особенности и специфика применения тяжелых жидкометаллических теплоносителей в реакторных установках на быстрых нейтронах»).The presented results were obtained within the framework of the state assignment in the field of scientific activity (topic no. FSWE-2023-0005 "Features and specifics of the use of heavy liquid metal coolants in fast neutron reactor installations").ReferencesThe economics of hydrogen production: The case of a GEN-IV reactor coupled with a high-temperature electrolysis plant. F. Tassone, S. Lorenzi, M. E. Ricotti, G. Locatelli. Energy 2025; V. 335, 138222, ISSN 0360-5442, https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138222The economics of hydrogen production: The case of a GEN-IV reactor coupled with a high-temperature electrolysis plant. F. Tassone, S. Lorenzi, M. E. Ricotti, G. Locatelli. Energy 2025; V. 335, 138222, ISSN 0360-5442, https://doi.org/10.1016/j.energy.2025.138222Обоснование радиационной безопасности реакторной установки БРЕСТ-ОД-300. Н. Е. Дубенков, А. В. Проухин, А. А. Бажанов [и др.] // Атомная энергия 2021; 130(4): 223 – 228. – EDN PNLSTZ.Justification of radiation safety of the BREST-OD-300 reactor plant. N. E. Dubenkov, A. V. Proukhin, A. A. Bazhanov [and others] // Atomic Energy 2021; 130(4): 223 – 228. – EDN PNLSTZ. (In Russ.)Yang Q., Zheng Y., Wu H. Advancements and challenges in small modular lead/lead bismuth eutectic cooled fast reactors: A 30-2025 overview. Annals of Nuclear Energy 2025; V. 218, 111434, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111434Yang Q., Zheng Y., Wu H. Advancements and challenges in small modular lead/lead bismuth eutectic cooled fast reactors: A 30-2025 overview. Annals of Nuclear Energy 2025; V. 218, 111434, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2025.111434.Latest progress on the thermal-hydraulics research in lead-cooled fast reactors: A review. K. Dong, S. Li, S. He, W. Deng, Jingtan. Chen, Shahid. Ali Khan, P. Ding, W. Li, X. Lan, H. Liu, D. Chen, J. Zhao Applied Thermal Engineering 2025; V. 273 126479, ISSN 1359-4311, https://doi.org/10.1016/j.applthermaleng.2025.126479Latest progress on the thermal-hydraulics research in leadcooled fast reactors: A review. K. Dong, S. Li, S. He, W. Deng, Jingtan. Chen, Shahid. Ali Khan, P. Ding, W. Li, X. Lan, H. Liu, D. Chen, J. Zhao Applied Thermal Engineering 2025; V. 273 126479, ISSN 1359-4311, https://doi.org/10.1016/j.applthermaleng.2025.126479Gianfelici S., Grasso G. Research on the safety of heavy-liquidmetal-cooled reactors. EPJ – Nuclear Sciences & Technologies 2025; V. 11, ISSN 2491-9292, https://doi.org/10.1051/epjn/2025020Gianfelici S., Grasso G. Research on the safety of heavy-liquidmetal-cooled reactors. EPJ – Nuclear Sciences & Technologies 2025; V. 11, ISSN 2491-9292, https://doi.org/10.1051/epjn/2025020Белая книга ядерной энергетики. Замкнутый ЯТЦ с быстрыми реакторами / под общ. ред. проф. Е. О. Адамова. – М.: Изд-во АО «НИКИЭТ» 2020: 502.The White Paper on Nuclear Energy. Closed NFC with fast reactors / under the general editorship of Professor E. O. Adamov. Moscow: Publishing House of JSC NIKIET 2020: 502. (In Russ.)Современное состояние и задачи разработок по технологии тяжёлых жидкометаллических теплоносителей (Pb, Pb-Bi). Р. Ш. Асхадуллин, А. Ю. Легких, В. В. Ульянов, И. А. Воронин. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы 2021; 2: 105 – 115. – DOI 10.55176/2414-1038-2021-2-105-115. – EDN BTNYRR.The current state and tasks of development of heavy liquid metal coolant technology (Pb, Pb-Bi). R. Sh. Askhadullin, A. Yu. Lung, V. V. Ulyanov, I. A. Voronin. Issues of atomic science and technology. Series: Nuclear Reactor Constants 2021; 2: 105 – 115. – DOI 10.55176/2414-1038-2021-2-105-115. – EDN BTNYRR. (In Russ.)Experimental study on the characteristics of gas–liquid metal two-phase flow in pool. Zh. Mou, L. Zhu, Y. Ouyang, H. Zhang, L. Wan, L. Zhang, S. Tang, L. Pan. Chemical Engineering Science 2025; V. 307, ISSN 0009-2509, https://doi.org/10.1016/j.ces.2025.121312Experimental study on the characteristics of gas–liquid metal two-phase flow in pool. Zh. Mou, L. Zhu, Y. Ouyang, H. Zhang, L. Wan, L. Zhang, S. Tang, L. Pan. Chemical Engineering Science 2025; V. 307, ISSN 0009-2509, https://doi.org/10.1016/j.ces.2025.121312.A comprehensive review of experimental and numerical studies on liquid metal-gas two-phase flows and associated measurement challenges. A. Saraswat, A. Fraile, S. Gedupudi, R. Bhattacharyay, P. Chaudhuri Annals of Nuclear Energy 2025; V. 213, 111104, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.111104A comprehensive review of experimental and numerical studies on liquid metal-gas two-phase flows and associated measurement challenges. A. Saraswat, A. Fraile, S. Gedupudi, R. Bhattacharyay, P. Chaudhuri. Annals of Nuclear Energy 2025; V. 213, 111104, ISSN 0306-4549, https://doi.org/10.1016/j.anucene.2024.111104.Schriener T. M., El-Genk M. S. Gas-lift enhanced natural circulation of alkali and heavy liquid metals for passive cooling of nuclear reactors. International Journal of Multiphase Flow 2021; V. 143, 103783, ISSN 0301-9322, https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2021.103783Schriener T. M., El-Genk M. S. Gas-lift enhanced natural circulation of alkali and heavy liquid metals for passive cooling of nuclear reactors. International Journal of Multiphase Flow 2021; V. 143, 103783, ISSN 0301-9322, https://doi.org/10.1016/j.ijmultiphaseflow.2021.103783ГОСТ 3778-98. Свинец. Технические условия. [Текст]. – Взамен ГОСТ 3778-77; введ. 12.11.1998. Минск: Межгосударственный совет по стандартизации, метрологии и сертификации.GOST 3778-98. Lead. Technical specifications. [Text]. – Instead of GOST 3778-77; introduction. 12.11.1998. Minsk: Interstate Council for Standardization, Metrology and Certification. (In Russ.)ГОСТ 3022-80. Водород технический. Технические условия. [Текст]. Введ. 01.01.1981. Москва: Государственный комитет СССР по управлению качеством продукции и стандартам.GOST 3022-80. Hydrogen is technical. Technical specifications. [Text]. Introduction. 01.01.1981. Moscow: USSR State Committee for Product Quality Management and Standards. (In Russ.)ГОСТ 3022-80. Водород технический. Технические условия. [Текст]. Введ. 01.01.1981. Москва: Государственный комитет СССР по управлению качеством продукции и стандартам.GOST 3022-80. Hydrogen is technical. Technical specifications. [Text]. Introduction. 01.01.1981. Moscow: USSR State Committee for Product Quality Management and Standards. (In Russ.)Экспериментальное обоснование проектных характеристик парогенератора РУ БРЕСТ-ОД-300. В. А. Грабежная, А. С. Михеев, А. В. Алехин, А. Е. Крюков, А. А. Тихомиров. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы 2021; 2: 218 – 235. – DOI 10.55176/2414-1038-2021-2-218-235. – EDN GVDUIW.Experimental substantiation of the design characteristics of the BREST-OD-300 steam generator. V. A. Grabezhnaya, A. S. Mikheev, A. V. Alekhin, A. E. Kryukov, A. A. Tikhomirov. Questions of atomic science and technology. Series: Nuclear Reactor Constants 2021; 2: 218 – 235. – DOI 10.55176/2414-1038-2021-2-218-235. – EDN GVDUIW. (In Russ.)Мицкевич А. В., Попов А. О., Грицай А. С. Анализ замыкающих соотношений по межфазному трению для систем газ-ТЖМТ. Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок 2021; 3(25): 9 – 22. – DOI 10.52069/2414-5726_2021_3_25_9. – EDN ZMZESL.Mickiewicz A. V., Popov A. O., Gritsai A. S. Analysis of closing ratios for interfacial friction for gas-HLMC systems. Technologies for ensuring the life cycle of nuclear power plants 2021; 3(25): 9 – 22. – DOI 10.52069/2414-5726_2021_3_25_9. – EDN ZMZESL. (In Russ.)70 лет исследованиям тепломассопереноса, физической химии и технологии теплоносителей в энергетических системах в ГНЦ РФ – ФЭИ. А. П. Cороки, Ю. А. Кузина, В. В. Алексеев, Р. Ш. Асхадуллин, В. Н. Дельнов, Н. А. Денисова. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы 2024; 3: 5–76. – EDN NBVONP.70 years of research on heat and mass transfer, physical chemistry and technology of heat carriers in energy systems at the Scientific Research Center of the Russian Federation – FEI. A. P. Soroki, Yu. A. Kuzina, V. V. Alekseev, R. S. Askhadullin, V. N. Delnov, N. A. Denisova. Questions of atomic science and Technology. Series: Nuclear Reactor Constants 2024; 3: 5 – 76. – EDN NBVONP. (In Russ.)Determination of Oxygen Activity Coefficient and Solubility in Lead Nuclear Coolant by Zirconia Solid Electrolyte. G. Gregori, S. Bassini, A. Antonelli, A. Brunetti, M. Tarantino, L. Silvioli, F. García Ferré. The Journal of Chemical Thermodynamics 2026; V. 212, 107568, ISSN 0021-9614, https://doi.org/10.1016/j.jct.2025.107568Determination of Oxygen Activity Coefficient and Solubility in Lead Nuclear Coolant by Zirconia Solid Electrolyte. G. Gregori, S. Bassini, A. Antonelli, A. Brunetti, M. Tarantino, L. Silvioli, F. García Ferré. The Journal of Chemical Thermodynamics 2026; V. 212, 107568, ISSN 0021-9614, https://doi.org/10.1016/j.jct.2025.107568Творческое наследие А. И. Лейпунского: теплофизика жидкометаллических теплоносителей для ядерной энергетики. А. П. Cороки, Ю. А. Кузина, В. В. Алексеев, Р. Ш. Асхадуллин, В. Н. Дельнов. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы 2023; 3: 150 – 190. – EDN CAEZFP.The creative legacy of A. I. Leipunsky: thermophysics of liquid metal coolants for nuclear power engineering. A. P. Soroki, Yu. A. Kuzina, V. V. Alekseev, R. S. Askhadullin, V. N. Delnov. Questions of atomic science and technology. Series: Nuclear Reactor Constants 2023; 3: 150 Є 190. – EDN CAEZFP. (In Russ.)ГОСТ 427-75. Линейки измерительные металлические технические условия. [Текст]. Введ. 01.01.1977. Москва: Издательство стандартов.GOST 427-75. Measuring metal rulers technical specifications. [Text]. Introduction. 01.01.1977. Moscow: Publishing House of Standards. (In Russ.)

The authors declare that there are no conflicts of interest present.