WWW.DISS.SELUK.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА
(Авторефераты, диссертации, методички, учебные программы, монографии)

 

Создание расчетных методов обоснования параметров ир и разработка твс типа ирт- m с низкообогащенным топливом

Российский научный центр “Курчатовский институт”

на правах рукописи

УДК 621.039.5

Насонов Владимир Андреевич

СОЗДАНИЕ РАСЧЕТНЫХ МЕТОДОВ

ОБОСНОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ИР И РАЗРАБОТКА ТВС

ТИПА ИРТ-M С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва – 2008

Работа выполнена в Российском научном центре “Курчатовский институт

Научный руководитель,
доктор технических наук Рязанцев Евгений Петрович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

профессор Глушков Евгений Серафимович

доктор технических наук Махин Валентин Михайлович

Ведущая организация: ОАО "Государственный научный центр-

Научно-исследовательский институт атомных реакторов"

Защита диссертации состоится "___" ___________ 2008 г. в ____ч. ___мин. на заседании диссертационного совета Д520.009.06 в Российском научном центре “Курчатовский институт” по адресу 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д. 1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ “Курчатовский институт”

Автореферат разослан "___" ___________ 2008 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор В.Г.Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

1

В настоящее время во всем мире проводится общая политика по минимальному использованию и исключению, в конечном счёте, из гражданских ядерных программ высокообогащенного урана. Значительный прогресс в решении этой задачи достигнут благодаря Программе снижения обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) в Соединённых Штатах, Канаде, Западной Европе, Японии, Китае и России. Приказом Минатома РФ в 1994 г. была введена в действие Отраслевая программа “Создание твэлов и ТВС с топливом 20%-го обогащения ураном-235 для активных зон исследовательских реакторов”.

Исследовательские реакторы бакового и бассейнового типов с ТВС типа ИРТ-М использовали, в основном, топливо 90%, 80% и 36% обогащения изотопом уран-235 (табл.1 и 2).

Как известно нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программного обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для формирования активных зон и выбора загрузок топлива, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, а также определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и ТВС. Для исследовательских реакторов, использующих ТВС типа ИРТ-М, актуальными представляются исследования, связанные как с разработкой расчетных трехмерных моделей, использующих современное константное обеспечение и методы решения, так и с адаптацией этих моделей к особенностям конкретного реактора и верификацией их на основе сопоставления с экспериментальными данными.

ТВС ИРТ-3М с высоким коэффициентом размножения и малой длиной миграции нейтронов с целью получения малых размеров активной зоны и большой утечки нейтронов в отражатель были специально разработаны для использования в реакторе ИР-8 РНЦ «Курчатовский институт». За создание в РНЦ “КИ” ядерного реактора ИР-8 для фундаментальных и прикладных исследований 17 марта 1999 года присуждена премия Правительства РФ.

В соответствии с Программой по снижению обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов ведутся работы по разработке и созданию новых модификаций ТВС ИРТ-4М, ИРТ-3М и ИРТ-У для реакторов бассейнового и бакового типов.

Сотрудники РНЦ “КИ” предложили разработать ТВС типа ИРТ-4М с UO2 топливом низкого обогащения, аналогичные ТВС ИРТ-3М с UO2 топливом высокого обогащения, для эксплуатации в реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии на период до разработки твэлов с топливом на основе U-Mo сплава. Три полномасштабные ТВС типа ИРТ-4М с плотностью урана в сердечниках твэлов 3,85 г/см3 были изготовлены ОАО НЗХК в 1996 г. Испытания этих ТВС в реакторе ИР-8 были начаты в 1997 г. В связи с разгерметизацией некоторых твэлов в этих ТВС их испытания были прекращены.

Учитывая результаты этих испытаний было решено разработать второй

2

вариант этого типа ТВС с плотностью урана в сердечниках – 3,0 г/см3. В соответствии с Программой в реакторе ВВР-СМ (Ташкент) проведены успешные ресурсные испытания четырех ТВС типа ИРТ-4М. В процессе испытаний РНЦ “КИ” осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение эксплуатации реактора с опытными ТВС типа ИРТ-4М. ТВС ИРТ-4М уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Работы по созданию U-9%Mo топлива с плотностью урана в сердечнике твэла 5-6 г/см3, при использовании которого может быть решена проблема конверсии ИР на топливо, обогащенное ураном-235 до 19,7%, проводится уже несколько лет. Кроме разработки твэлов трубчатого типа с
U-9%Mo топливом для ТВС типа ИРТ-3М разрабатывается также, предложенный ВНИИНМ, твэл стержневого типа для ТВС ИРТ-У.

В РНЦ “КИ” проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ и определено содержание урана-235 в ТВС типа ИРТ-У. Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных ТВС в реакторе МИР.М1 (ОАО "ГНЦ НИИАР").

С 2007 г. проходят испытания в реакторе МИР.М1 две полномасштабные ТВС ИРТ-3М с трубчатыми твэлами и две полномасштабные ТВС ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3. РНЦ “КИ” осуществляет научно-техническое сопровождение испытаний экспериментальных ТВС.

Все вышесказанное свидетельствует о высокой актуальности работы с учетом постоянно возрастающих требований к используемому топливу, к безопасности и эффективности эксплуатации исследовательских реакторов.

Цель работы:

  • разработка комплекса программ нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов для решения эксплуатационных задач (выбор и обоснование загрузок, получение данных о характеристиках органов СУЗ и расчетный контроль выгорания топлива в ТВС), а также разработка и реализация процедуры верификации программного комплекса на основе сопоставления с эксплуатационными экспериментальными данными;
  • проведение анализа изменения неравномерности энерговыделения в процессе отравления и выгорания топлива, разработка рекомендаций по перегрузкам ТВС в равновесной загрузке активной зоны и разработка методики определения допустимого уровня мощности исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М;
  • участие в создании ТВС ИРТ-4М с целью обеспечения возможности перевода на низкообогащённое топливо исследовательских реакторов, в которых используются ТВС ИРТ-2М или ИРТ-3М с топливом 90, 80 или 36%-го обогащения, без изменения топливной композиции сердечников твэлов (UO2-Al) и научно-техническое обоснование нейтронно - физических параметров и параметров безопасности испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с низкообогащенным топливом;
3
  • участие в разработке твэлов и ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У для конверсии реактора ВВР-СМ на использование топлива, обогащенного до 19,7%. Расчетное определение основных параметров, характеризующих условия работы двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-У с U-Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1.

Для достижения этих целей решались следующие задачи:

  • выбор основных расчетных моделей, разработка и программная реализация расчетных алгоритмов;
  • вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы реактора типа МР), и разработка алгоритма решения уравнения переноса нейтронов при их наличии;
  • проведение верификации комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М на экспериментальных данных;
  • определение параметров равновесного цикла работы реактора ВВР-СМ с топливом 36%-го обогащения;
  • обоснование условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;
  • научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в ТВС ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ.

Научная новизна включает в себя:

  • разработку трехмерного программного комплекса нейтронно-физических расчетов параметров исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований;
  • получение и решение уравнений переноса нейтронов на границе двух сред, разделённых вакуумным зазором;
  • исследование влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности;
  • верификацию программного комплекса нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;
  • научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в ТВС ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ;
  • результаты расчетных исследований, позволивших:

1) уточнить условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива пониженного обогащения (36% и 19,7%);

2) разработать рекомендации по перегрузкам ТВС типа ИРТ-М при замене наиболее выгоревших ТВС “свежими”;

3) обосновать нейтронно - физические параметры и безопасность испытаний опытных ТВС ИРТ-4М в реакторе ВВР-СМ;

4

4) обосновать нейтронно - физические параметры испытаний в реакторе МИР.М1 экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, исходя из характеристик штатных загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ при испытании двух таких экспериментальных ТВС.

Практическая ценность работы:

  • созданы программы для нейтронно-физических расчетов: одномерная URAN-D, двумерная IRT-2D, трехмерная TDD-D и программный комплекс TDD-URAN, позволяющие вычислять нейтронные функционалы ИР, использующих ТВС типа ИРТ-М, и проведена их верификация;
  • результаты расчетов по разработанным программам использованы для выбора загрузок, оптимизации использования топлива и научно-технического сопровождения эксплуатации ряда ИР: в том числе, ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, IRT-1 и ВВР-К;
  • уточнены условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива 36%-го обогащения;
  • обоснованы основные параметры и безопасность испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 низкообогащенным топливом в реакторе ВВР-СМ;
  • определены необходимые условия испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащенным топливом в реакторе МИР.М1.

Основные положения, выносимые на защиту:

  • верифицированный программный комплекс TDD-URAN для нейтронно-физических расчетов ИР, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации;
  • вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;
  • результаты верификации комплекса программ на основе сопоставления расчетных и экспериментальных данных по реакторам, в которых используются ТВС типа ИРТ-М;
  • рекомендации по схемам перегрузки ТВС в компактной загрузке активной зоны ИР с ТВС типа ИРТ-3М;
  • обоснование основных параметров ТВС ИРТ-4М с UO2, ТВС ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;
  • результаты испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;
  • определение условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1.

Апробация работы

Материалы диссертации докладывались и обсуждались как на российских семинарах, школах, совещаниях, так и на международных научно-технических конференциях [1, 3…5, 7, 13, 15…20]. Работа в целом докладывалась на НТС ИРМТ РНЦ «Курчатовский институт.

5

Личный вклад автора:

  • автором лично создан комплекс программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации. Под его руководством на их основе создан программный комплекс TDD – URAN;
  • автором лично получены граничные условия системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;
  • автором лично и при его непосредственном руководстве проведена верификация программного комплекса нейтронно-физического расчета реакторов с ТВС типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;
  • участие в проведении обоснования условий безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ (Ташкент) при переходе на пониженное обогащение топлива (36%);
  • участие совместно с НИКИЭТ И ВНИИНМ в работах по выбору основных параметров ТВС ИРТ-4М с UO2, ТВС ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;
  • участие в работах по обоснованию нейтронно-физических параметров и безопасности испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;
  • научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными ТВС ИРТ-У или ИРТ-3М.

Основные результаты исследований изложены в 21 публикации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и содержит 137 страницах текста, в том числе 88 рисунков, 38 таблиц и список литературы из 123 наименований.

CОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Первая глава диссертации посвящена разработке схем расчета нейтронно-физических параметров ТВС и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами.

При разработке конструкции новых ТВС всегда возникает проблема определения оптимальных параметров исследовательского реактора. Анализ параметров ТВС типа ИРТ-М (табл. 2) позволяет следующим образом охарактеризовать физические параметры, общие для всех вариантов ТВС: объемная доля воды в ТВС достаточно велика, поэтому возраст нейтронов мал;

6

малая толщина твэла и топливного слоя позволяют считать активную зону физически гомогенной в резонансной области; большая концентрация 235U в активной зоне обеспечивает высокое значение коэффициента размножения (k), однако усложняет расчет параметров элементарной ячейки реактора, так как в тепловой группе ее нельзя считать гомогенной.

Для расчета активных зон, в которых используются ТВС типа ИРТ-М, наиболее простой, распространенной и при надлежащем выборе констант обеспечивающей хорошее согласие с экспериментом моделью замедления является малогрупповая диффузионная модель. При объемной доле алюминия в ячейке активной зоны VAl/Vяч. 1/3 можно пользоваться одногрупповой диффузионной моделью замедления.

Для решения поставленных задач были разработаны программы URAN-D, IRT-2D/PC, TDD-D и программный комплекс TDD – URAN.

Программа URAN-D предназначена для нейтронно-физического расчета ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выгорания топлива. Программа решает методом конечно-разностной факторизации в цилиндрической геометрии стационарную систему уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении (в тепловой группе может решаться кинетическое уравнение переноса нейтронов в Р3-приближении), используя групповые концепции для энергетической зависимости.

Исходную систему уравнений в четырёхгрупповом диффузионном приближении для произвольной энергетической группы g представим в виде:

.

Похожая запись уравнений, как правило, используется в литературе по теории переноса нейтронов и обозначения достаточно традиционны.

При расчетах ячеек диффузионное приближение часто оказывается недостаточным, если плотность нейтронов сильно изменяется на протяжении длины рассеяния, что обычно и наблюдается в гетерогенных решетках. Это обстоятельство приводит к необходимости решать уравнения более точно. В связи с этим для тепловой группы в программе реализовано Р3– приближение метода сферических гармоник. Программа URAN–А и её модификации в качестве подпрограмм используют специально для этого разработанную программу KINP3 для расчёта цилиндрической ячейки реактора или реактора в Р3 – приближении.

Используя Р1 – приближение, получены уравнения для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы в реакторе типа МР, ГЭКи реактора ИР-8)):

7

Здесь R1 и R2 –радиусы поверхностей;. Разработан алгоритм решения уравнения переноса нейтронов при наличии вакуумных зазоров во внутриреакторных петлевых устройствах реактора типа МР.

Программы IRT-2D/PC и TDD-D соответственно для двумерного и трехмерного расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора в двухгрупповом диффузионном приближении.

В этих программах с целью уменьшения оперативной памяти, то есть отказа от хранения вектора источников нейтронов, и хранения только векторов потоков нейтронов, решается система уравнений:

Для решения системы уравнений используется метод конечных разностей. Конечно-разностные уравнения решаются с использованием метода последовательной верхней релаксации с ускоряющими групповыми параметрами.

Эффективный коэффициент размножения может быть записан как:

, где,,,,,.Тогда как, для системы уравнений, когда деление на быстрых нейтронах рассматривается как конец жизненного цикла нейтронов,.

В программах IRT-2D/PC и TDD-D реализован алгоритм пересчета величины эффективного коэффициента размножения в виде:

.

Приведены особенности реализации двумерной и трёхмерной геометрических моделей и алгоритмов решения. Показаны особенности разработанного алгоритма решения при вычислении эффективного коэффициента размножения нейтронов.

Программный комплекс TDD URAN, который включает в себя:

-программу -URAN-D (модуль в системе расчёта реактора, вычисляющим по специально разработанным и апробированным методикам макросечения для ячеек реактора, содержащих ТВС, рабочие органы СУЗ или блоки отражателя, и заносящий результаты расчетов в базу данных макросечений);

-программу TDD-D трёхмерного расчёта ядерного реактора с использованием базы данных макроконстант, базы данных распределений выгорания топлива (235U) в ТВС реактора и блока расчёта выгорания топлива в реакторе;

-автоматизированный интерфейс между этими программами, использующий базу данных нейтронных макросечений и базу данных ТВС по загрузке топлива, энерговыработке и распределению выгорания 235U в ТВС.

8

Во второй главе приведены результаты верификация комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М.

С целью их верификации для рабочих загрузок исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М: ИР-8 (Москва), ВВР-СМ (Ташкент), SR-0 (Пльзень), IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ИРТ-Т (Томск) и ИРТ-МИФИ (Москва), проведен расчетный анализ таких важных для безопасности параметров ядерного реактора, как запас реактивности и эффективность рабочих органов (стержней) СУЗ.

Проведен расчетный анализ влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления эффективного коэффициента размножения с использованием результатов критических экспериментов с ТВС ИРТ-2М в реакторе SR-0 (рис.1). Точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,1%k/k достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 12, то есть при размере области на узел около 0,4 см2.

9

Рис. 1. Точность расчета запаса реактивности загрузки реактора SR-0

Таблица 3

Запас реактивности компактной критической загрузки

активной зоны реактора ВВР-СМ с ТВС ИРТ-2М

Параметр Расчет Эксперимент
Количество урана-235 в загрузке, г. 2475,3*) 2534,3 2534,3
Запас реактивности загрузки, % k/k 0,00 0,45 0,37
расч. - эксп., %k/k -0,37 +0,08 -

*) Номинальное содержание 235U в ТВС.

Рабочие загрузки исследовательского реактора IRT-1 ЦАИ "Тажура" (рис. 2).

Рис.2. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" в Ливии: 1 – 4-х трубная ТВС ИРТ-2М; 2 – 3-х трубная ТВС ИРТ-2М с каналом для стержня компенсации реактивности (КС); 3 – 3-х трубная ТВС ИРТ-2М с каналом для стержня аварийной защиты (АЗ); 4 – бериллиевый блок 69х69 мм с отверстием диам. 48 мм и бериллиевой пробкой диам. 44 мм; 5 – бериллиевый блок 69х69 мм; 6–бериллиевый блок с каналом для стержня автоматического регулятора (АР); 7–бериллиевая пробка диам. 44 мм; 8 – горизонтальные экспериментальные каналы; 9 – бериллиевая пробка диам.
100 мм; 10 – бериллиевые блоки; 11 – бериллиевая пробка диам. 150 мм; 12 – свинцовый щит; 13 – каналы пневмопочты диам. 12 мм; 14 – алюминиевый корпус реактора.

В экспериментах получено, что неравномерность по высоте активной зоны для компактной рабочей загрузки реактора максимальна в ячейке 2-3. В качестве примера для этой ячейки на рис. 3 приведены распределения относительных значений плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны. Расхождение составляет менее 10% и может быть уменьшено при использовании в расчете большего числа узлов по высоте активной зоны.

10

Таблица 4

Относительные значения плотности потока тепловых нейтронов

в центре ячеек реактора IRT-1

Номер ячейки 2-2 3-2 5-2 2-5 4-5 5-5
Расчет 1, 01 1,05 1, 00 0,99 I,03 0,97
Эксперимент*) 1,02 (4) 1,06 (4) 1, 00 (4) 0, 97 (4) 1,01 (4) 0,97(4)

*)В скобках указаны погрешности в последних цифрах

Расстояние от низа активной зоны, см

Рис. 3. Расчетные (-) и экспериментальные (---) распределения относительных значений плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны в ячейке 2-3 компактной рабочей загрузки реактора IRT-1:

1, 2, 3 - номера граней наружного твэла

11

Коэффициенты неравномерности плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны в компактной рабочей загрузке реактора (рис. 2) приведены в таблице 5.

Таблица 5

Неравномерность плотности потока тепловых нейтронов

по высоте активной зоны

Ячейка реактора Номер грани наружного твэла (рис. 3) Коэффициент неравномерности (KZ)
Расчет Эксперимент
2-2 2 4 1,38 1,32 1,38±0,07 1,29±0,07
2-3 1 2 3 1,39 1,44 1,39 1,40±0,06 1,42±0,07 1,37±0,05
3-2 1 2 4 1,31 1,32 1,31 1,32±0,06 1,30±0,06 1,28±0,06
3-3 1 1.29 1,32±0.06

Разработана методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора IRT-1 с ТВС ИРТ-2М получены интегральные характеристики компенсирующих стержней (рис. 4). Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает 0,2эфф (~ 0,15%k/k).

Сравнение показывает, что с использованием малогруп-повых программ URAN-С, IRT-2D/PC и TDD-C/4 запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,1%k/k, а эффек-тивность стержней СУЗ – 0,15%k/k. Ошибка между экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ с поглощающим материалом из карбида бора для исследовательских реакторов ИР-8, ВВР-СМ, IRT-1, ИРТ-МИФИ и ИРТ-Т составляет 4-12%, что вполне приемлемо для практических целей. Рис. 4. Интегральная характеристика РО КС-1 реактора IRT-1
12

Таблица 6

Расчетные и экспериментальные значения эффективностей

стержней СУЗ реактора IRT-1

Наименование стержня СУЗ Место установки (ячейка) Эффективность стержня () расч.- эксп.,
Эксперимент Расчет % k/k
эфф % k/k % k/k
КС-1 2-3 2,85 2,25 2,30 0,05
КС-2 2-4 2,82 2,23 2,25 0,02
КС-3 3-3 3,45 2,73 2,79 0,06
КС-4 3-4 3,31 2,61 2,71 0,10
КС-5 4-3 3,38 2,67 2,69 0,02
КС-6 4-4 3,33 2,63 2,69 0,06
КС-7 5-3 2,85 2,25 2,24 -0,01
КС-8 5-4 2,85 2,25 2,19 -0,06
АЗ-1 4-2 2,92 2,31 2,38 0,07
АЗ-2 3-5 2,77 2,19 2,25 0,06
АР 6-6 0,41 0,32 0,31 -0,01

Третья глава посвящена вопросам обеспечения безопасной эксплуатации ряда исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М при использовании высокообогащенного и низкообогащенного топлива на примере реактора ВВР-СМ.

При выборе безопасного теплового режима реактора (допустимого уровня мощности) анализируется режим наиболее теплонапряжённой ТВС в активной зоне. Для определения наиболее теплонапряжённой ТВС проводится расчётный анализ нейтронных параметров загрузок реактора (запасов реактивности, мощностей ТВС, распределений энерговыделения по высоте и сечению ТВС, коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте, сечению и объему ТВС и т.п.) с применением программного комплекса TDD-URAN.

При этом мощность реактора выбирается такой, чтобы коэффициент запаса до начала кипения воды на поверхности твэлов в наиболее теплонапряжённой ТВС при вычислении температуры начала кипения на поверхности твэлов по корреляции Форстера-Грейфа был не менее 1,4 1,5.

Максимальная плотность энерговыделения в сердечниках твэлов ТВС (кВт/м3) определяется как:

NP · (a /100)

qv = —————— · kZ · kS · kт,

F · / 2

где: NP - мощность реактора (кВт); а - мощность наиболее теплонапряжённой ТВС (%); kV = kZ · kS - коэффициент неравномерности энерговыделения по её объёму; F - поверхность теплоотдачи ТВС (м2); - толщина сердечника твэла (м); kт - доля мощности реактора, выделяющаяся в сердечниках твэлов.

13

Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ (рис. 5) при использовании ТВС ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения (вместо 90%), сделано обоснование их безопасности, разработаны рекомендации по переходу от загрузки активной зоны с 4-мя центральными бериллиевыми блоками к компактной.

Проведён анализ изменения неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны при изменении положения компенсирующих органов (КС) СУЗ в процессе отравления и выгорания топлива для компактных загрузок из 16 и 20 ТВС. Из анализа следует, что неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны максимальна в её центральной области практически при любой глубине погружения КС, кроме их крайних положений. Наибольшая неравно-мерность достигается при погружении КС примерно 40-46 см.

Результаты расчетов рабочей загрузки из 16 “свежих“ ТВС показывают, что в компактной загрузке с бериллиевым отражателем максимально теплонапряженная ТВС находится в периферийной ячейке при любом погружении стержней КС.

Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной ТВС при полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 от глубины погружения стержней КС-3 и КС-4 показана на рис. 6. Аналогичная зависимость наблюдается для компактных загрузок из 16 и 20 “свежих” или выгоревших ТВС.

Исследована неравномерность энерго-выделения по сечению активной зоны реактора ВВР-СМ с загрузками из 16 и 20 ТВС ИРТ-3М в процессе отравления и выгорания топлива. Картограмма загрузки активной зоны реактора ВВР-СМ в конце очередного цикла рабо-ты после выполнения всех перегрузочных работ показана на рис. 7. Некоторые параметры этой загрузки приведены в таблице 7.
Рис. 5. Картограмма компактной рабочей загрузки реактора ВВР-СМ из 16 ТВС (среднее выгорание топлива ~15%)
14


Рис. 6. Зависимость kZ для максимально теплонапряженной ТВС от глубины погружения стержней КС в рабочей загрузке из 16 “свежих” ТВС




Рис. 7. Неравномерность энерговыделения в загрузке реактора из 16 ТВС с 4-мя бериллиевыми блоками


Таблица 7

Основные расчетные нейтронно-физические параметры загрузок реактора

ВВР-СМ из 16 ТВС

Параметр Загрузка (рис. 7) Загрузка (рис. 5)
Запас реактивности, % k/k 4,6 8,1
Эффективность РО СУЗ, % k/k:
-3-х стержней A3 6,0 6,1
-стержней КС-1,КС-2,КС-3,КС-4 12,4 19,3
-стержней КС-1 иКС-2 6,5 7,6
-стержней КС-3 и КС-4 5,9 11,7
Неравномерность энерговыделения по сечению активной зоны 2,2 1,8
Максимальная плотность потока нейтронов в ЭК*), н/см2·с·Мвт:
-быстрых (Е>0,821 МэВ) в активной зоне 1,2·1013 1,4·1013
-тепловых (Е<0,625 эВ) в отражателе 2,0·1013 2,5·1013

15
16

В результате анализа нейтронно-физических параметров этих загрузок реактора получено, что компактные загрузки как из 16, так и из 20 ТВС, имеют существенные преимущества перед загрузками с центральной полостью с тем же числом ТВС по:

  • запасу реактивности (больше соответственно на 2,8% и 2,6% k/k);
  • неравномерности энерговыдеяения по сечению ТВС (меньше на ~ 20%);
  • плотности потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах, установленных в отражателе (больше на ~ 20%);
  • эффективности рабочих органов СУЗ.

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших ТВС “свежими”. “Свежие” ТВС должны загружаться только в четыре центральные ячейки, как в загрузке из 16, так и из 18 ТВС или 20 ТВС. В ТВС, размещённых в центральных ячейках активной зоны, неравномерность энерговыделения по объёму ТВС в 1,3–1,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках. На реакторе ВВР-СМ рекомендовано перемещение ТВС в активной зоне по мере выгорания топлива осуществлять по следующей схеме:

    • две “свежие” ТВС загружаются в центральные ячейки;
    • после достижения в них ~ 20%-го выгорания они перегружаются в периферийные ячейки;
    • для последнего цикла их работы они загружаются в ячейки 5-2 и 4-7;
    • после чего эти ТВС с максимальным выгоранием выгружаются в хранилище отработавших ТВС.

Четвертая глава посвящена созданию ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%.

Сотрудники РНЦ “КИ” предложили разработать ТВС типа ИРТ-4М (рис. 8), аналогичную ТВС ИРТ-3М, но отличающуюся от неё шириной межтвэльных зазоров, толщиной твэлов и толщиной их сердечников (таб. 2).

ОАО НЗХК изготовил 4 опытных ТВС ИРТ-4М: две 8-ми трубные и две 6-ти трубные. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов в реакторе ВВР-СМ проведены ресурсные испытания 4-х ТВС ИРТ-4М (двух 8-ми трубных и двух 6-ти трубных). В процессе испытаний РНЦ “КИ” осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение эксплуатации реактора с опытными ТВС ИРТ-4М.

Расчетный анализ нейтронных параметров загрузок исследовательского реактора ВВР-СМ проведен с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN. По полученным результатам нейтронно-физических расчетов с помощью программы ASTRA были вычислены значения максимальных тепловых потоков, максимальных температур твэлов и запасов до поверхностного кипения как для наиболее теплонапряженной ТВС в активной зоне, так и для всех испытываемых ТВС ИРТ-4М.

При выборе ячеек активной зоны реактора ВВР-СМ для испытаний ТВС ИРТ-4М учитывались, что неравномерность энерговыделения в ТВС,

Рис.8. Поперечные сечения ТВС ИРТ-4М: А – восьмитрубной, В – шеститрубной. 1 – твэлы, 2 – канал, 3 – стержень РО СУЗ, 4 – вытеснитель

расположенных в центральных ячейках активной зоны, в 1,3-1,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках. С выгоранием топлива в процессе испытаний мощность ТВС будет уменьшаться. Соответственно будет снижаться и максимальная плотность теплового потока. Поэтому ТВС ИРТ-4М на первом этапе испытаний должны быть размещены в центральных ячейках активной зоны. После достижения в них среднего выгорания топлива (2530)% необходима перестановка ТВС ИРТ-4М в периферийные ячейки активной зоны (второй этап испытаний).

Первые три цикла испытаний ТВС ИРТ-4М проводились в загрузке активной зоны из 16-ти ТВС (рис. 9). Максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли 530 кВт/м2. Максимальные температуры поверхности оболочек твэлов – 82С.

С загрузкой активной зоны (рис. 10) реактор работал ещё 3 цикла. Максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли 490 кВт/м2. Максимальные температуры поверхности оболочек твэлов – 80С.

17

Среднее выгорание урана-235 в ТВС ИРТ-4М в конце первого этапа испытаний составило:

  • в 8-ми трубных: №4 – 27,0%; №5 – 27,3%;
  • в 6-ти трубных: №6 – 27,1%; №7 – 26,7%

при максимальнм выгорании 37,2% и 35,8%% соответственно.

После перегрузки 6-ти трубных ТВС ИРТ-4М из центральных ячеек в периферийные (ячейки 3-5 и 6-4) реактор проработал два цикла (7-ой и 8-ой). Максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли 600 кВт/м2, а максимальные температуры поверхности оболочек твэлов – 83С.

При формировании загрузки активной зоны реактора для 9-го цикла

Рис. 9. Картограмма загрузки актив-ной зоны реактора ВВР-СМ в начале 1-го цикла испытаний ТВС ИРТ-4М Рис. 10. Картограмма загрузки актив-ной зоны реактора ВВР-СМ в начале 4-го цикла испытаний ТВС ИРТ-4М

испытаний 8-ми трубная ТВС №5 была перегружена из ячейки 4-4 в ячейку 3-4.
8-ми трубная ТВС №4 была перегружена из ячейки 5-5 в ячейку 6-5 при формировании загрузки активной зоны для 10-го цикла испытаний. В течение этих циклов испытаний максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли 500-540 кВт/м2, а максимальные температуры поверхности оболочек твэлов – 80-84С.

При формировании загрузки активной зоны для 11-го цикла испытаний количество ТВС в активной зоне было уменьшено до 16. В течение этого цикла максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли 620 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали 80С.

18

При формировании загрузки активной зоны для 12-го цикла испытаний количество ТВС в активной зоне было снова увеличено до 18. С загрузкой активной зоны из 18 ТВС реактор работал ещё 5 циклов. В течение этих циклов

максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли ~580 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали 80С. Поскольку в конце 15-го цикла испытаний в 6-ти трубных ТВС ИРТ-4М среднее выгорание урана-235 достигло 61,4 и 60%, то испытания их были прекращены и они были выгружены из реактора.

Количество ТВС в активной зоне при формировании загрузки для следующего 16-го цикла работы реактора не изменялось. В течение этого цикла максимальные тепловые потоки на твэлах ТВС ИРТ-4М составляли ~480 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали 77С.

За 15 месяцев испытаний в реакторе ВВР-СМ четырех ТВС ИРТ-4М достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих ТВС:

  • в 6-ти трубных ТВС: №6 – 61,4%, №7 – 60%;
  • в 8-ми трубных ТВС: №4 – 66,5%, №5 – 60,5%

при максимальном выгорании топлива 92,6% и 92,1% соответственно.

Расчётные максимальные тепловые потоки на поверхности твэлов, достигавшиеся в процессе испытаний, - более 600 кВт/м2, максимальные температуры оболочек твэлов – 84С.

Все ТВС ИРТ-4М с UO2 низкообогащенном топливом сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными. Завершающим этапом разработки ТВС типа ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащённым ураном-235 до 19,7%, было изготовление ОАО НЗХК опытной партии из трех ТВС.

ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Пятая глава посвящена разработке и обоснованию основных параметров ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У c U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, для конверсии реактора ВВР-СМ.

Поскольку в ИЯФ АН Узбекистана нет материаловедческой лаборатории для выполнения послереакторных исследований твэлов после завершения их испытаний, то НИИАР, НИКИЭТ и ВНИИНМ предложили провести испытания экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе МИР.М1, где можно провести такие исследования.

Экспериментальные ТВС типа ИРТ-3М по конструкции аналогичны ТВС ИРТ-3М с ураном 90%-го и 36%-го обогащения. Содержание 235U в 6-ти и 8-ми трубных ТВС 351,6 и 400,0 г соответственно.

Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М с U-9%Mo низкообогащённым (19,7%) топливом в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 ТВС с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN.

Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных ТВС в реакторе ВВР-СМ при мощности 10 МВт в начале первого и второго этапов испытаний (рис. 11 и 12, таб. 8 и 9).

Условия испытаний твэлов в экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М более теплонапряжённые в периферийных ячейках активной зоны.

При испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1 должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·-~3200 Вт/см3;
  • максимальный тепловой поток с наружной поверхности твэла - ~870 кВт/м2;
  • максимальная температура поверхности твэла (при температуре воды на входе в ТВС 45С) - 95С;
  • скорость воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.
19

Рис. 11. Мощности ТВС и неравно-мерности энерговыделения в начале первого этапа испытаний (экспери-ментальные ТВС в ячейках 4-4 и 4-5) Рис. 12. Мощности ТВС и неравно-мерности энерговыделения в начале второго этапа испытаний (экспери-ментальные ТВС в ячейках 3-4 и 6-5)
20

Таблица 8

Параметры теплового режима экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М

в начале первого этапа испытаний

Параметр Экспериментальная ТВС Рабочая ТВС
8-ми трубная 6-ти трубная
Мощность ТВС, кВт 761 597 648
Макс. удельное энерго-выделение в сердечнике твэла, Вт/см3 2560 2520 2960
Макс. тепловой поток (с наружной / внутренней сторон твэла), кВт/м2 657 / 619 647 / 613 806 / 669
Макс. температура поверхности твэла, °С 90 89 92

Таблица 9

Параметры теплового режима экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М

в начале второго этапа испытаний

Параметр Экспериментальная ТВС
8-ми трубная 6-ти трубная
Мощность ТВС, кВт 724 600
Макс. удельное энерго-выделение в сердечнике твэла, Вт/см3 3130 2940
Макс. тепловой поток (с наружной / внутренней сторон твэла), кВт/м2 866 / 693 812 / 654
Макс. температура поверхности твэла, °С 95 93
21

Экспериментальные ТВС типа ИРТ-У

Проведены оптимизационные нейтронные расчёты ТВС типа ИРТ-У для определения параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом для конверсии реактора ВВР-СМ и других реакторов, использующих ТВС типа ИРТ-М.

Выполнены нейтронные расчёты загрузки активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 ТВС типа ИРТ-3М с UO2 топливом 36%-го обогащения 235U для определения параметров равновесного цикла работы реактора. Определено, что длительность рабочего цикла ВВР-СМ при мощности 10 МВт составит 28 суток.

Проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ из 18 ТВС ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащённым (19,7%) топливом, состоящих каждая из 176 стержневых твэлов. Геометрические характеристики твэлов: описанный диаметр твэла – 4,5 мм; длина стороны квадрата твэла – 2,9 мм; размер сердечника твэла – 2,12,1 мм. Определено, что при использовании в реакторе ВВР-СМ ТВС ИРТ-У с содержанием 415 г урана-235 могла быть достигнута такая же длительность цикла – 28 суток, как с ТВС ИРТ-3М с топливом 36%-го обогащения. Однако теплогидравлический анализ режима работы реактора ВВР-СМ с такими ТВС показал, что эксплуатация реактора возможна только на мощности менее 10 МВт.

Выполнены нейтронные расчёты активной зоны ВВР-СМ из 18 ТВС ИРТ-У, состоящих каждая из 172 стержневых твэлов и 4-х алюминиевых имитаторов твэлов, расположенных в углах внешнего кожуха (рис.13 и 14). Показано, что при использовании в реакторе ВВР-СМ ТВС типа ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с ТВС ИРТ-3М, а эксплуатация реактора с загрузкой активной зоны из 18 ТВС ИРТ-У при мощности 10 МВт допустима.

Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических

Рис. 14. Поперечное сечение твэла стержневого типа: 1-оболочка твэла; 2–сердечник твэла Размеры твэла (мм): d=4,5; A=2,6; =0,4; =0,4; h=0,6. Размер сердечника - 1,81,8 мм. Шаг размещения твэлов в ТВС - 4,547 мм. Содержание U-235 в ТВС – 380,1 г. Плотность урана в сердечниках твэлов -5,77 г/см3.
Рис13. Поперечное сечение ТВС типа ИРТ-У со 172 твэлами и с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19.7%: 1 – наружный кожух; 2 – твэл; 3 – внутренний кожух; 4 – стержень СУЗ; 5 – канал стержня, 6 – алюминиевый имитатор твзла

параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-У в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 ТВС с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN.

Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных ТВС в реакторе ВВР-СМ при мощности 10 МВт в начале первого и второго этапов испытаний (рис. 15 и 16). Условия работы твэлов в экспериментальных ТВС типа ИРТ-У более теплонапряжённые, когда ТВС находятся в периферийных ячейках активной зоны (рис. 18).

Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·- 3250 Вт/см3;
  • температура воды на входе в ТВС – 45 С;
  • скорости воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в ТВС ИРТ-У при перепаде давления на активной зоне ВВР-СМ, равным 4 м вод. ст.

В настоящее время проходят испытания в реакторе МИР.М1 две полномасштабные ТВС ИРТ-3М с трубчатыми твэлами и две полномасштабные ТВС ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3. Предполагается, что испытания,

22

Рис. 15. Мощности ТВС и неравно-мерности энерговыделения в начале первого этапа испытаний (экспери-ментальные ТВС в ячейках 4-4 и 4-5) Рис. 16. Мощности ТВС и неравно-мерности энерговыделения в начале второго этапа испытаний (экспери-ментальные ТВС в ячейках 3-4 и 6-5)
23
Рис. 18. Распределение плотности энерговыделения по высоте наиболее теплонапряжённого твэла в экспериментальной ТВС типа ИРТ-У в ячейке 3-4

начатые в 2007 г., будут завершены в конце 2008 г. РНЦ “КИ” осуществляет научно-техническое сопровождение испытаний экспериментальных ТВС.

Заключение

Диссертационная работа посвящена созданию расчетных методов обоснования параметров ИР и разработке ТВС типа ИРТ-M с низкообогащенным топливом.

Результатом диссертационной работы является следующее:

1. Разработаны схемы расчета нейтронно-физических параметров ТВС и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами. Определена постановка задачи, описан выбор основных приближений математических моделей исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов.

24

2. Для решения поставленных задач автором создан ряд малогрупповых программ (одномерных, двумерных и трехмерных) расчета основных нейтронных функционалов, на базе которых с его участием разработан трехмерный программный комплекс TDD – URAN.

Программы использованы для расчетов нейтронных параметров ряда исследовательских реакторов: ИР-8 РНЦ “КИ”, IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ИРТ-Т НИИЯФ при ТПУ (г. Томск), ИРТ-МИФИ (г. Москва), SR-0 (г. Пльзень), ВВР-СМ (г. Ташкент), ВВР-Ц (г. Обнинск), ВВР-К (г. Алматы), ИРВ-М1/ИРВ-М2 (Лыткарино) и ИРТ-200 (София).

3. Проведена верификация расчетных методик и программ нейтронно- физического расчета исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М на рабочих загрузках ИР-8, SR-0, IRT-1, ИРТ-Т и ИРТ-МИФИ. Полученные результаты показывают, что запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,1%k/k, а эффективность стержней СУЗ – 0,15%k/k.

4. Проведен анализ обеспечения безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М. Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ при использовании ТВС ИРТ-ЗМ и проведён анализ изменения неравномерности энерговыделения по сечению и высоте активной зоны при изменении положения компенсирующих органов СУЗ в процессе отравления и выгорания топлива.

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших ТВС “свежими”. Перемещение ТВС в активной зоне по мере выгорания топлива должно осуществляется по следующей схеме. Две “свежие” ТВС загружаются в центральные ячейки. После достижения в них выгорания ~ 20% они перегружаются в периферийные ячейки.

5. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов разработаны ТВС ИРТ-4М с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом. Плотность урана в сердечниках твэлов ~3,0 г/см3. ТВС ИРТ-4М были изготовлены ОАО НЗХК.

Проведено научно-техническое сопровождение ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ 4-х ТВС ИРТ-4М (двух 8-ми трубных и двух 6-ти трубных) с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом и определены их параметры в течение 15 месяцев испытаний.

Достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих ТВС:

  • в 6-ти трубных ТВС: №6 – 61,4%, №7 – 60%;
  • в 8-ми трубных ТВС: №4 – 66,5%, №5 – 60,5%

при максимальном выгорании топлива 92,6% и 92,1%.

Расчётные максимальные тепловые потоки на поверхности твэлов, достигавшиеся в процессе испытаний, - более 600 кВт/м2, максимальные температуры оболочек твэлов – 84С. Все ТВС ИРТ-4М с UO2 c низкообогащенном топливом сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными.

ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии, Болгарии и Северной Кореи, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

25

6. Выполнены оптимизационные нейтронные расчёты ТВС ИРТ-У для выбора параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом.

Показано, что при использовании в реакторе ВВР-СМ ТВС ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с ТВС ИРТ-3М с топливом 36%-го обогащения.

7. Определены основные параметры испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе МИР.М1.

7.1. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-3М с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1 должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·- 3200 Вт/см3;
  • максимальный тепловой поток с наружной поверхности твэла - ~870 кВт/м2;
  • максимальная температура поверхности твэла (при температуре воды на входе в ТВС 45С) - 95С;
  • скорость воды в зазорах около твэла с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.

7.2. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1 должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·- 3250 Вт/см3;
  • температура воды на входе в ТВС – 45 С;
  • скорости воды в зазорах около твэла с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в ТВС ИРТ-У при перепаде давления на активной зоне ВВР-СМ, равным 4 м вод. ст.

В настоящее время проходят испытания в реакторе МИР.М1 две полномасштабные ТВС ИРТ-3М с трубчатыми твэлами и две полномасштабные ТВС ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

  1. Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Современное состояние и перспективы использования реактора ИР-8 РНЦ «КИ». Труды Международной научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке». Москва, 20 – 22 июня 2006 г.
  2. Насонов В.А. Создание расчетных методов обоснования нейтронно-физических параметров ИР с ТВС типа ИРТ-M.- ВАНТ. Сер.: Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 23. Реакторные установки с ВВЭР, 2008.
  3. Ryazantsev E.P., Egorenkov P.M., Nasonov V.A. et al. MLR REACTOR. 2-nd International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM’ 98).March 29 to 31, 1998. Bruges, Belgium. p. 151-155.
  4. Рязанцев Е.П., Егоренков П.М., Насонов В.А. и др. Реактор МПР. Международная научно-техническая конференция “ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ: НАУКА И ВЫСОКИЕ ТЕХНОЛОГИИ (г. Димитровград,, 25-29 июня 2001 г.) ”. Сборник докладов. Том 2, часть 4 “ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ – Настоящее и будущее (физика и техника исследовательских реакторов)”. Ядерное общество России, ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград – 2002, cтр. 102 - 118.
  5. Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В., Насонов В.А., Митина Г.Б. Использование топлива с обогащением 21% в исследовательских реакторах и параметры реакторов ИРТ и МР с таким топливом. – В сб.: Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции ИР в странах-членах СЭВ. Москва, 1982. М.: ГКАЭ, 1984, стр.317 -330.
  6. Архангельский Н.В., Насонов В.А. УРАН-АМ – программа нейтронного расчета цилиндрической ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выгорания. Препринт ИАЭ- 3861/5, М., 1983.
  7. Насонов В.А. Точность расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М. В сб. “Физика и техника реакторов”. Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург,1996, с. 70-98.
  8. Насонов В.А., Рязанцев Е.П., Егоренков П.М. и др. Расчетное определение скоростей деления в UMo и толщины слоев образующися продуктов взаимодействия UMo и Al-( UMo)Alx при испытаниях экспериментальных ТВС ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ (Ташкент). Препринт ИАЭ- 6385/4, М., 2005.
26
  1. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Программа ТDD-С/4 трёхмерного нейтронного расчёта реактора с ТВС типа ИРТ-М в двухгрупповом диффузионном приближении. Препринт ИАЭ-4337/5, М., 1986. – 33 с.
  2. Насонов В.А., Егоренков П.М., Герстле А.Д. и др. Расчетный анализ формирования активной зоны реактора ИР-8 с экспериментальными каналами. Препринт ИАЭ-6338/4, М., 2004. – 36 с.
  3. Насонов В.А., Ципулин В.Н., Карпухин А.А., Митрофанов В.Н. Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из ТВС типа ИРТ-2М с ураном 36%-ного обогащения. Препринт ИАЭ-5259/4, М., 1990.-17 с.
  4. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДД-С/4.- ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов,1987, Вып.8, с.52-53.
  5. Egorenkov P.M., Nasonov V.A. (RRC “KI”, Moscow), Deen J.R., Hanan N.A., Matos J.E. (ANL, USA). Neutronic safety and transient analyses for potential LEU conversion of the IR-8 research reactor. Transactions at the 1999 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 4-8, 1999. Budap., Hungary
  6. Рязанцев Е.П. Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Расчетный анализ начальной загрузки активной зоны реактора IRT-1 (Ливия) из 16 ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным 235U до 19,7%. Препринт ИАЭ- 6382/4, М., 2005.
  7. Egorenkov P.M., Nasonov V.A. (RRC “KI”, Moscow), Deen J.R., Hanan N.A., Matos J.E. (ANL, USA). A neutronic feasibility study for LEU conversion of the IR-8 research reactor. Transactions of the 21-th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 18-23, 1998. Sao Paulo, Brazil. p. 157-168
  8. Ryazantsev E.P., Egorenkov P.M., Nasonov V.A. et al. The WWR-CM reactor conversion to use of the IRT-3M type FA with 36% enriched uranium. Report IAEA-SM-360-46P. Transactions of the International Symposium on Research Reactor Utilisation, Safety and Management. September 6-10, 1999. Lisbon, Portugal. p. 189-190.
  9. E.P.Ryazantsev, P.M.Egorenkov, V.A.Nassonov, et al. Testing of the IRT-4M type FA with LEU UO2-Al fuel in the WWR-CM reactor. Transactions of 23rd International Meeting on RERTR. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada, USA.
  10. A.Vatulin, Y Stetsky, I.Dobrikova, E.Ryazantsev, P.Egorenkov, V.Nasonov. Preparation for in-pile tests of a LEU new type fuel element. Transactions of the 4th International Meeting on RRFM. March 19-21, 2000. Colmar, France.
  11. Chernyshov V.M., Ryazantsev, E.P. Egorenkov, P.M. Nassonov et al. Results of IRT-4M type FA's testing in the WWR-CM reactor (Tashkent). Transactions of 24th International Meeting on RERTR. 3-8 Nov 2002, San Carlos de Bariloche, Argentina.
  12. Arinkin F., Gizatulin Sh., Zhotabaev Zh., Kadyrzhanov K., Koltochnik S., Nasonov V., Chakrov P., Chekushina L. Feasibility study of the VVR-K reactor conversion to low-enriched fuel. Transactions of 10th International Topical Meeting on RRFM. March 30 April - 3 May 2006, Sofia, Bulgaria.
  13. Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Герстле А.Д., Карпухин А.А. Расчетное определение плотностей потоков нейтронов в реакторе ИР-8 с целью выбора дополнительных ячеек для облучения материалов. Препринт ИАЭ- 6418/4, М., 2006.
27


 
Похожие работы:

«ЛАТЫПОВ ДАМИР ДАМИРОВИЧ ИССЛЕДОВАНИЕ РЕЖИМОВ И УСТОЙЧИВОСТИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ, СОДЕРЖАЩЕЙ УПРАВЛЯЕМУЮ ЭЛЕКТРОПЕРЕДАЧУ 05.14.02 - Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва – 2009 Работа выполнена на кафедре Электроэнергетические системы Государственно образовательного учреждения высшего профессионального образования Московский энергетический институт (Технический университет)...»

«Репин Александр Львович ПОВЫШЕНИЕ ЭФФЕКТИВНОСТИ РАБОТЫ ПАРОВЫХ КОТЕЛЬНЫХ ПРИ ИСПОЛЬЗОВАНИИ КОГЕНЕРАЦИОННЫХ УСТАНОВОК С ВИНТОВЫМ ДВИГАТЕЛЕМ Специальность 05.14.04- Промышленная теплоэнергетика АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Краснодар-2006 Работа выполнена в Кубанском государственном технологическом университете. Научный руководитель: д-р техн. наук, профессор Гапоненко Александр Макарович Официальные оппоненты: д-р техн. наук,...»

«Дерий Владимир Петрович ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РЕСУРСА И НАДЕЖНОСТИ ТЕПЛООБМЕННОГО ОБОРУДОВАНИЯ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СТАНЦИЙ Специальности: 05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Иваново 2008 Работа выполнена на кафедре атомных электрических станций ГОУВПО...»

«ДЕНИСОВ Дмитрий Геннадьевич СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ВОДОПОДГОТОВКИ ТЭС НА ОСНОВЕ РАЗРАБОТКИ ТЕХНОЛОГИИ ПРОИЗВОДСТВА ГРАНУЛИРОВАННОГО КОАГУЛЯНТА 05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты 05.17.08 – Процессы и аппараты химических технологий Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Иваново 2008 Работа выполнена на кафедре Тепловые электрические станции в ГОУ ВПО Ивановский государственный энергетический...»

«РЫЖКИНА Александра Юрьевна АНАЛИЗ И СОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ ХРОМАТОГРАФИЧЕСКИХ МЕТОДОВ ДИАГНОСТИКИ ВЫСОКОВОЛЬТНОГО МАСЛОНАПОЛНЕННОГО ЭЛЕКТРООБОРУДОВАНИЯ Специальность 05.14.12 – Техника высоких напряжений АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2012 Работа выполнена в Федеральном государственном бюджетном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет Научный...»

«РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ СТОЛЯРЕВСКИЙ АНАТОЛИЙ ЯКОВЛЕВИЧ Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание научной степени доктора технических наук МОСКВА, 2009 г. Работа выполнена в Российском научном центре Курчатовский институт Официальные оппоненты: доктор технических наук, Сметанников...»

«УДК 662.997:537.22. ТЎРАЕВА ЎЛМАСОЙ ФАРМОНОВНА ЭФФЕКТИВНОСТЬ СОЛНЕЧНЫХ теплоэнергетических УСТАНОВОК С СЕЛЕКТИВНЫМИ ПРИЕМНИКАМИ ИЗЛУЧЕНИЯ 05.14.08 - Энергоустановки на основе возобновляемых видов энергии 05.14.05 - Теоретические основы теплотехники АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук...»

«Бурукин Андрей Валентинович Исследование в реакторе МИР.М1 поведения твэлов ВВЭР с глубоким выгоранием топлива при скачкообразном и циклическом изменении мощности Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Димитровград 2010 Работа выполнена в Открытом акционерном обществе Государственный научный центр -...»

«КУХАРЬ Сергей Витальевич ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДОЛОГИИ ВАБ ДЛЯ ОПТИМИЗАЦИИ ТЕХНОЛОГИЧЕСКОГО РЕГЛАМЕНТА ЭНЕРГОБЛОКА №1 ЛЕНИНГРАДСКОЙ АЭС Специальность 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва - 2009 Работа выполнена на Ленинградской АЭС Научный руководитель: кандидат технических наук...»

«Гостьков Владимир Васильевич Совершенствование технологии обработки водного теплоносителя на тепловых И АТОМНЫХ Электро станциях на основе использования перспективных ионитов Специальности: 05.14.14 – Тепловые электрические станции, их энергетические системы и агрегаты 05.14.03 – Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Иваново 2008 Работа...»

«Ижутов Алексей Леонидович РАЗРАБОТКА И УСОВЕРШЕНСТВОВАНИЕ МЕТОДИК ОПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТИ И ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ РЕАКТОРЕ МИР.М1 Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук г. Димитровград – 2008г. Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации Научно-исследовательский институт...»

«Луконин Алексей Валерьевич Р елейная защита закрытых электроустановок напряжением 0,4-10 кВ с распознаванием повреждений, сопровождаемых электрической дугой Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новочеркасск 2009 г. Работа выполнена в ГОУ ВПО Южно-Российский государственный технический университет (Новочеркасский политехнический институт) на кафедре Электрические...»

«Журбенко Евгений Александрович исследование радиационных характеристик окончательно остановленных реакторных установок с ввэр Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва – 2011 Работа выполнена в Национальном Исследовательском Центре Курчатовский институт....»

«АГЕЕВ Михаил Александрович ОПТИМИЗАЦИЯ СХЕМ И РАБОЧИХ ПАРАМЕТРОВ СИСТЕМ ГЛУБОКОЙ ОЧИСТКИ ДЫМОВЫХ ГАЗОВ ПРИ МОДЕРНИЗАЦИИ ТВЕРДОТОПЛИВНЫХ ПРОМЫШЛЕННЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Саратов – 2010 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Саратовский государственный технический университет Научный...»

«ИСАЕВ МИХАИЛ ВЛАДИМИРОВИЧ ПОВЫШЕНИЕ ЭНЕРГОТЕХНОЛОГИЧЕСКОЙ ЭФФЕКТИВНОСТИ КОКСОВОЙ БАТАРЕИ МЕТАЛЛУРГИЧЕСКОГО КОМБИНАТА НА ОСНОВЕ ТРЕХМЕРНОГО МОДЕЛИРОВАНИЯ ТЕПЛОВЫХ ПРОЦЕССОВ Специальность 05.14.04 – Промышленная теплоэнергетика Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва – 2010 Работа выполнена на кафедре Промышленные теплоэнергетические системы Московского энергетического института (технического университета) Научный руководитель:...»

«Тутундаев Михаил Леонидович МОНИТОРИНГ ПОТЕРЬ И КОЛИЧЕСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ В РАСПРЕДЕЛИТЕЛЬНЫХ ЭЛЕКТРИЧЕСКИХ СЕТЯХ НА ОСНОВЕ БАЛАНСОВЫХ ЗОН ПО ДАННЫМ АИИС КУЭ Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический...»

«Латыпов Руслан Назымович ТЕПЛОПРОВОДНОСТЬ БЕРИЛЛИЯ ПОСЛЕ ОБЛУЧЕНИЯ ДО ВЫСОКОЙ ПОВРЕЖДАЮЩЕЙ ДОЗЫ Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации. Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Москва, 2012 Работа выполнена в отделении реакторного материаловедения ОАО Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов (ОАО ГНЦ НИИАР) Научный...»

«Курский Александр Семенович Обоснование эффективности и безопасности использования корпусных кипящих реакторов для малой энергетики на основе результатов исследований на реакторе ВК-50 Специальность 05.14.03 Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук Димитровград 2011 г. Работа выполнена в Открытом Акционерном Обществе Государственный научный...»

«ТОМИН Никита Викторович АНАЛИЗ И ПРОГНОЗИРОВАНИЕ РЕЖИМНЫХ ПАРАМЕТРОВ И ХАРАКТЕРИСТИК ДЛЯ СУБЪЕКТОВ РОЗНИЧНОГО РЫНКА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА БАЗЕ ТЕХНОЛОГИЙ ИСКУССТВЕННОГО ИНТЕЛЛЕКТА Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Иркутск - 2007 Работа выполнена в ГОУ ВПО Братский государственный университет на кафедре Систем электроснабжения Научный руководитель: доктор...»

«КАСОБОВ Лоик Сафарович ПРЕДОТВРАЩЕНИЕ НАРУШЕНИЙ УСТОЙЧИВОСТИ РЕЖИМА ЭНЕРГОСИСТЕМЫ С ПРЕОБЛАДАНИЕМ ГИДРОГЕНЕРАЦИИ (НА ПРИМЕРЕ ЭНЕРГОСИСТЕМЫ ТАДЖИКИСТАНА) Специальность 05.14.02 – Электростанции и электроэнергетические системы АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание учёной степени кандидата технических наук Новосибирск – 2009 Работа выполнена в Государственном образовательном учреждении высшего профессионального образования Новосибирский государственный технический университет...»








 
2014 www.avtoreferat.seluk.ru - «Бесплатная электронная библиотека - Авторефераты диссертаций»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.