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

9. 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.
10. 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.
11. 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.
12. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДД-С/4.- ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов,1987, Вып.8, с.52-53.
13. 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
14. 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.
15. 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
16. 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.
17. 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.
18. 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.
19. 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.
20. 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.
21. 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