Создание расчетных методов обоснования параметров ИР и разработка ТВС типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат технических наук Насонов, Владимир Андреевич

• Насонов, Владимир Андреевич
• кандидат технических наук
• 2009

Оглавление диссертации кандидат технических наук Насонов, Владимир Андреевич

Введение.

Глава 1. Разработка схемы расчета нейтронно-физических параметров TBC и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами.

1.1. Особенности физической схемы и нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов.

1.2. Математическая модель программы URAN -D для расчёта ячейки реактора.

1.2.1. Модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.2.2. Особенности алгоритма решения при наличии вакуумных зазоров во внутриреакторных устройствах.

1.2.3. Групповые константы.

1.3. Математическая модель двумерной программы IRT-2D/PC.

1.3.1. Двумерная модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.3.2. Особенности алгоритма решения при вычислении эффективного коэффициента размножения нейтронов.

1.3.3. Подтверждение модели расчета эффективного коэффициента размножения нейтронов.

1.4. Особенности математической модели трехмерной программы TDD-D.

1.4.1. Трехмерная модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.4.2. Особенности реализации трёхмерной геометрической модели и алгоритма решения.

1.5. Программный комплекс TDD - URAN.

1.6. Результаты разработки схемы расчета нейтронно-физических параметров.

Глава 2. Верификация комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М.

2.1. Реактор SR-0 (г. Пльзень) с TBC ИРТ-2М с ураном 36%-го обогащения.

2.1.1. Критические эксперименты с TBC ИРТ-2М.

2.1.2. Влияние шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности.

2.2. Реактор ВВР-СМ (г. Ташкент) с TBC ИРТ-2М с ураном 90%-го обогащения.

2.3. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия) с TBC ИРТ-2М с ураном 80%-го обогащения.

2.4. Определение сравнительных характеристик эффективностей рабочих органов

СУЗ ряда исследовательских реакторов типа ИРТ.

2.4.1. Реактор ИР-8 РНЦ "КИ" (г. Москва).

2.4.2. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия).

2.4.3. Реактор ИРТ-Т НИИЯФ при ТПУ (г. Томск).

2.4.4. Реактор ИРТ-МИФИ (г. Москва).

2.4.5. Реактор SR-0 (г. Пльзень).

2.5. Основные результаты верификации.

ГЛАВА 3. Обеспечение безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-ЗМ.

3.1. Методика определения допустимого уровня мощности реактора.

3.2. Исследование влияния глубины погружения компенсирующих органов СУЗ на неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны.

3.2.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC.

3.2.2. Загрузка активной зоны реактора из 20 "свежих" TBC.

3.2.3. Загрузка активной зоны реактора из 16 выгоревших TBC.

3.3. Исследование влияния загрузки реактора с TBC ИРТ-ЗМ на неравномерность энерговыделения по сечению активной зоны.

3.3.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC.

3.3.2. Загрузка активной зоны реактора из 20 "свежих" TBC.

3.3.3. Загрузка активной зоны реактора из 16 выгоревших TBC.

3.4. Выработка рекомендаций по перегрузкам TBC в равновесной загрузке активной зоны.

3.4.1. Переход к компактной загрузке.

3.4.2. Порядок замены выгоревших TBC "свежими" в компактных загрузках.

3.5. Минимизация неравномерности энерговыделения в активной зоне.

ГЛАВА 4. Создание TBC ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным ураномдо 19,7%.

4.1. Разработка твэлов и TBC типа ИРТ-4М.

4.2. Обоснование нейтронно - физических параметров и безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М.

4.2.1. Описание опытных TBC ИРТ-4М.

4.2.2. Результаты первого этапа испытаний TBC ИРТ-4М.

4.2.3. Результаты второго этапа испытаний TBC ИРТ-4М.

4.3. Завершающий этап разработки TBC ИРТ-4М.

Глава 5. Разработка твэлов и TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%.

5.1. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U-9%Mo топливом.

5.1.1. Конструктивные особенности экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ.

5.1.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных TBC типа

ИРТ-ЗМ.

5.1.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных TBC типа

ИРТ-ЗМ.

5.2. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом.

5.2.1. Описание TBC ИРТ-У с твэлами стержневого типа.

5.2.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У

5.2.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У

5.3. Параметры испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У в реакторе МИР.М1.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Создание расчетных методов обоснования параметров ИР и разработка ТВС типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом»

Среди различных типов ядерных реакторов особое место занимают исследовательские реакторы. Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) играют важную роль в развитии ядерной энергетики. ИЯУ используются для выполнения широкой программы фундаментальных и прикладных исследований в различных областях науки и техники.

Согласно данным МАГАТЭ на начало 2007 г. в мире насчитывалось 673 ИЯУ (исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды), расположенные на территории 76 стран. В настоящее время действуют 245 исследовательских ядерных реакторов, 241 окончательно остановлены, 170 выводятся из эксплуатации, 9 строятся и 4 запланированы к сооружению [1].

Практическое использование атомной энергии для военных и гражданских целей началось с создания исследовательских реакторов [2]. После пуска реактора Ф-1 в 1946 году [3] и решения проблем создания атомного оружия И.В.Курчатов ускоряет в Институте Атомной Энергии проведение теоретических и экспериментальных исследований по разработке и созданию целого ряда ИР, включая реакторы с водяным замедлителем.

Это позволило создать в 1954 г. в ИАЭ первый водо-водяной реактор бакового типа ВВР-2 [4] на обогащенном уране с бесканальной активной зоной, который послужил прототипом серийных реакторов ВВР-С. Первый в СССР водо-водяной исследовательский реактор бассейнового типа ИРТ [5] проектной мощностью 1000 кВт был сооружён в ИАЭ в 1957 г. Создание водо-водяных исследовательских реакторов ВВР-2, серийных ВВР-С и ИРТ мощностью 2 МВт явилось в то время большим научно-техническим достижением отечественного реакторостроения. Реакторы этих типов были сооружены не только в атомных центрах СССР, но и в ряде зарубежных стран: реакторы ВВР-С в ГДР, Чехии, Румынии, Польше, Венгрии, Египте, а реакторы ИРТ-2000 в Болгарии, Китае, Северной Корее, Ираке.

Десятилетний опыт эксплуатации реактора ИРТ и разработка новых физических подходов позволили в 1981 г. создать новый реактор ИР-8 [6] для фундаментальных и прикладных исследований, уникальные экспериментальные возможности которого используются и в настоящее время [7].

По данным МАГАТЭ в мире: 2000 г. - 284; 2005 г. -272; 2007 г. - 245 действующих исследовательских реакторов. Тенденция к сокращению числа ИЯУ в мире сохраняется, начиная с середины 70-х годов XX века, но темпы сокращения замедляются. Дальнейшее развитие атомной энергетики вызвало необходимость создания новых ИЯУ, при этом в России до 90-х годов прошлого столетия наблюдался постоянный рост количества ИЯУ. В дальнейшем количество ИЯУ сокращается [8]. В 2006 г. в России насчитывалось 91 ИЯУ, из них: 57 действуют, 2 реконструируются, 9 законсервированы, 20 выводятся из эксплуатации и 3 строятся. В настоящее время в России 21 действующий исследовательский реактор, 2 на реконструкции, 2 на консервации, 9 выводятся из эксплуатации и 2 в стадии строительства. Реакторы бассейнового и бакового типов из-за простоты конструкции и удобства эксплуатации являются основным типом исследовательского реактора [9].

Большинство активно используемых исследовательских реакторов реконструировано, причем некоторые из них по несколько раз, с существенным увеличением мощности и плотностей потоков нейтронов [1,2].

В 1965 г. проведен первый этап реконструкции реактора ИРТ с увеличением мощности до 5 МВт, значительно расширивший его экспериментальные возможности. Плотность потоков тепловых нейтронов на выходе из

О ^ I горизонтальных экспериментальных каналов возросла до (2,0 - 4,4)-10 см* -с" [10]. После первого этапа реконструкции реактор получил название ИРТ-М.

В 1971 г. завершился второй этап реконструкции реактора с повышением номинальной мощности реактора до 6 МВт при количестве TBC в активной зоне 16 шт. Максимальная плотность потока тепловых нейтронов на выходе из горизонтального экспериментального канала возросла до 6,3-109 cm"2-c1 [11]. При загрузке активной зоны, состоящей из 30 TBC, мощность реактора была доведена до 8 МВт.

Реактор ИР-8 введен в эксплуатацию в 1981 г. для замены реактора ИРТ-М. При сохранении мощности реактора на уровне 8 МВт максимальная плотность потока тепловых нейтронов в отражателе увеличена до ~ 2,4-1014 см'^с'1 [6], а на выходе из горизонтального экспериментального канала до ~ 1,8-Ю10 см"2-с"1. В дальнейшем планировалось увеличение мощности реактора до 20 МВт и соответственное увеличение плотности потоков нейтронов еще в 2,5 раза.

Реконструкция реактора ВВР-СМ (г. Ташкент) привела к увеличению его мощности с 2 до 10 МВт и позволила значительно расширить на нем материаловедческие исследования [12]. Рассматривалась также возможность увеличения мощности реактора до 20 МВт [13].

В результате реконструкции реакторов ВВР-С в ГДР, Польше и Венгрии в них стали использоваться TBC ВВР-М2 с топливом 36%-го обогащения. В реконструированных реакторах ВВР-С в Чехии и в реакторах ИРТ-2000 в Северной Корее и Ираке - TBC ИРТ-2М с топливом 80%-го обогащения. В испытательном реакторе МАРИЯ в Польше использовались TBC MP с топливом 80%-го обогащения. Реконструкции, связанные с повышением мощности, проводились и на других исследовательских реакторах, как отечественных, так и зарубежных (например, реакторы SILOE [14], MELUSINE [15], OSIRIS [14] и др.).

С целью обновления и развития экспериментальной базы отрасли в 1991 году ФЭИ и РНЦ «КИ» были сформулированы технические требования на разработку проекта исследовательского реактора МПР мощностью100 МВт [16. 18]. Сооружение реактора было запланировано на существующей промплощадке ФЭИ. Однако из-за прекращения финансирования работы были остановлены.

В ряде бассейновых и баковых исследовательских реакторов Российской Федерации, а также в большей части зарубежных исследовательских реакторов, построенных при техническом содействии бывшего Советского Союза, применяются TBC типа ИРТ-М (табл. 1). С начала их разработки в 1963 г. было создано четыре модификации TBC (табл. 2): ИРТ-М [19], ИРТ-2М [20], ИРТ-ЗМ [21] иИРТ-4М [22].

Таблица 1

Исследовательские реакторы, использующие ТВС типа ИРТ-М п.п. Наименование реактора Расположение Дата критичности (остановки) Мощность проектная/после реконструкции, МВт Тип ТВС Обогащение топлива Примечание

1 ИРТ/ИРТ-М Москва 1957 (1979) 2/8 ЭК-10, ИРТ-М, ИРТ-2М 10%, 36%, 90% Действуют

ИР-8 1981 8 ИРТ-ЗМ 90%

2 ЬУЯ-15 Чехия 1957 2/10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 36%, 19,7%

3 ВВР-С/ ВВР-СМ Узбекистан 1959 2/10 ИРТ-ЗМ 90%, 36%

4 ИРТ-2000/ИРТ-М Грузия 1959 (1990) 2/5 ИРТ-2М 90% Выведены

5 ИРТ-2000 Болгария 1961 (1989) 2 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 36%

6 ИРТ-2000/ИРТ-М Латвия 1961 (2001) 2/5 ИРТ-2М 90%

7 ИРТ-2000/ИРТ-М Белоруссия 1962(1988) 2/5 ИРТ-2М 90%

8 ШТ-ОРЫС КНДР 1965 2/8 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 80%

9 ИРТ-2000 ИРАК 1967 2/5 ИРТ-2М 10%, 80%

10 ИРТ-МИФИ Москва 1967 2,5 ИРТ-2М, ИРТ-ЗМ 90% Действуют

11 ИРТ-Т Томск 1967 2/6 ИРТ-ЗМ 90%

12 эя-о Чехия 1967 0,005 ИРТ-2М 80%, 36% Выведен

13 ШТ-1 Ливия 1981 10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 19,7% Действуют

14 VII-1 Чехия 1990 0,005 ИРТ-2М, ИРТ-4М 36%, 19,7%

15 ИРВ-М1/ИРВ-М2 Льггкарино 1974 (1990) 2 ИРТ-2М 90% Реконструкция

16 ИРТ-20 0 Болгария 2008-2009 0,2 ИРТ-4М 19,7% Реконструкция

Таблица 2

Основные параметры твэлов и TBC типа ИРТ-М

Наименование параметра ИРТ-М ИРТ-2М ИРТ-ЗМ ИРТ-4М

Обогащение урана, % 36 90/80 36 90/80 36 19,7

Число твэлов в TBC 2/3 3/4 3/4 4/6/8 6/8 6/8

Содержание 235U в TBC, г 120/155 147/171 198/230 200/265/300 309/352 265/300

Толщина твэла, мм 3,2 2,0 1,4 1,6

Толщина межтвэльных зазоров, мм 5,3 4,5 2,05 1,85

Сердечник твэла:

- материал UA1 сплав UA1 сплав UOrAl UA1 сплав (UOrAl) U02-A1 UO2-AI

- толщина, мм 1,2 0,4 0,64 0,4 0,5 0,7

- длина, мм 500 580 600 580(600) 600 600

- плотность урана, г/см3 1,22 1,22/1,37 2,5 1,07/1,2(1,1) 2,5 3,0

Объемная доля воды в TBC 0,678 0,649/0,726 /0,548/0,624 0,517/0,581

Удельная поверхность теплоотдачи, м2/л 0,2 0,265 0,525 0,513

Концентрация 235U в активной зоне, г/л 45/52 50/58 67/78 /89/101 104/118 89/101

Российская Федерация и Соединённые Штаты Америки проводят общую политику по минимальному использованию и исключению, в конечном счёте, из гражданских ядерных программ во всем мире высоко обогащенного урана -материала, используемого для производства ядерного оружия. Основное потребление высоко обогащённого урана (ВОУ, > 20% U) в гражданских целях осуществляется в исследовательских и испытательных реакторах. Если бы эти реакторы были переведены на топливо, содержащее низко обогащенный уран (НОУ,< 20% 235U), то ВОУ был бы практически исключён из использования в гражданских атомных программах. 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.

Программа RERTR США была сформирована в 1978 г. В Советском Союзе в 1978 г. также были начаты работы по программе снижения обогащения топлива. К этому времени исследовательские реакторы, работающие в Советском Союзе, и реакторы, сооружённые по советским проектам за рубежом, использовали, в основном, TBC с топливом 90%, 80% и 36% обогащения изотопом уран-235.

В Советском Союзе программа снижения обогащения топлива предусматривала на первом этапе разработку топлива 36%-го обогащения для тех реакторов, в которых использовались топливо 80%-го и 90%-го обогащения (см. приложение 1), а на втором этапе - разработку топлива с обогащением менее 20% (19,7%) для всех реакторов.

Нейтронный расчётный анализ для определения содержания урана -235 в твэлах с топливом 36%-го обогащения для TBC типа МР, ИРТ-2М и ИРТ-ЗМ, изготовление макетов твэлов и опытных TBC и их испытания были завершены в 1988 г. (см. приложение 2). В 1989 году Советский Союз начал экспортировать TBC с U02 дисперсионным топливом с плотностью урана до 2,5 г/см3 36%-го обогащения для замены сборок с более высоким обогащением топлива.

Работы по снижению обогащения топлива были продолжены в 1994 г. Приказом Минатома РФ была введена в действие Отраслевая программа "Создание твэлов и TBC с топливом 20%-го обогащения ураном-235 для активных зон исследовательских реакторов".

В кооперации с Программой RERTR США работы были возобновлены в 1996 г. Ее целью является ускорение изготовления, испытания и демонстрации топлива, что позволит заменить топливо с ВОУ на топливо с НОУ в исследовательских и испытательных реакторах, которые снабжаются топливом российского производства.

В соответствии с Соглашением "Задание по работам для Российской программы RERTR" включало следующее:

1. Продолжение разработки твэлов и TBC типа ВВР-М2, ИРТ-ЗМ и МР с U02 топливом.

2. Разработку высокоплотного топлива.

3. Разработку твэлов типа ВВР-М5, ИРТ-ЗМ и ИВВ-10 с топливом высокой плотности и TBC с твэлами этих типов.

Актуальность

Нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программного обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для выбора загрузок, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и TBC.

В настоящее время проводится большая работа по созданию объектно-ориентированных программных комплексов для энергетических реакторов. Повышение требований к обоснованию безопасности, характерное для современного этапа развития ядерной техники и технологи, делает важной задачу повышения качества расчетных программ. Для исследовательских реакторов, эксплуатирующих TBC 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 на основе сопоставления с экспериментальными данными.

В соответствии с Программой по снижению обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов [31] ведутся работы по разработке и созданию новых модификаций TBC для реакторов бассейнового и бакового типов: ИРТ-4М, ИРТ-ЗМ и ИРТ-У.

Сотрудники РНЦ "КИ" предложили разработать TBC типа ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, аналогичные TBC ИРТ-ЗМ с U02 топливом высокого обогащения, для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии на период до разработки твэлов с топливом на основе U-Mo сплава. В соответствии с Программой в реакторе ВВР-СМ проведены успешные ресурсные испытания четырех TBC типа ИРТ-4М с плотностью урана в сердечниках - 3,0 г/см3. В процессе испытаний РНЦ "КИ" осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение основных параметров реактора и TBC типа ИРТ-4М.

TBC 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 реактора ВВР-СМ на топливо, обогащенное ураном-235 до 19,7%, проводится уже несколько лет. Кроме разработки твэлов трубчатого типа с U-9%Mo топливом для TBC типа ИРТ-ЗМ разрабатывается также, предложенный ВНИИНМ, твэл стержневого типа для TBC ИРТ-У.

В РНЦ "КИ" проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ из 18 TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом. Определено, что только при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и двух экспериментальных TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащённым топливом в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 TBC. Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных TBC в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.

С 2007 г. проходят испытания в реакторе МИР.М1 (ОАО "ГНЦ НИИАР") две полномасштабные TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC 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 основных параметров испытаний экспериментальных TBC.

Все вышесказанное свидетельствует о высокой актуальности работы с учетом постоянно возрастающих требований к используемому топлива, 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 TBC), 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 TBC в равновесной загрузке активной зоны и разработка методики определения допустимого уровня мощности исследовательского реактора с TBC типа ИРТ;

• участие в создании TBC типа ИРТ-4М с целью обеспечения возможности перевода на низкообогащённое топливо исследовательских реакторов, в которых используются TBC ИРТ-2М или ИРТ-ЗМ с топливом 90, 80 или 36%-го обогащения, без изменения топливной композиции сердечников твэлов (U02-A1) и научно-техническое обоснование нейтронно - физических параметров и параметров безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М с низкообогащенным топливом;

• участие в разработке тюлов и TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У для конверсии реактора ВВР-СМ на использование топлива, обогащенного до 19,7%. Расчетное определение основных параметров, характеризующих условия работы двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и двух экспериментальных TBC 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 с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы реактора типа МР), и разработка алгоритма решения уравнения переноса нейтронов при наличии вакуумных зазоров во внутриреакторных устройствах;

• проведение верификации комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC 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 TBC ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ.

Научная новизна включает в себя:

• разработку программного комплекса нейтронно-физических расчетов параметров исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований;

• получение уравнений для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• исследование влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности;

• верификацию программного комплекса нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в TBC 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 TBC типа ИРТ-М в активной зоне исследовательских реакторов при замене наиболее выгоревших TBC "свежими";

3) обосновать нейтронно - физические параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

4) обосновать нейтронно - физические параметры испытаний в реакторе МИР.М1 экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и твэлов типа 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 TBC.

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, в которых используются TBC 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 исследовательских реакторов: в том числе, ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, IRT-1, ВВР-К и др.;

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

• обоснованы нейтронно- физические параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 низкообогащенным топливом в реактора ВВР-СМ;

• определены требуемые условия испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащенным топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC.

Основные положения, выносимые на защиту:

• верифицированный программный комплекс TDD-URAN нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, 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 нейтронно-физического расчета на основе сопоставления расчетных и экспериментальных данных по реакторам типа ИРТ-М;

• рекомендации по схемам перегрузки TBC в компактной загрузке активной зоны исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-ЗМ;

• обоснование основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;

• результаты испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

• определение условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1;

• обоснование условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ 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 и конференциях [7, 17, 19, 24, 38,

92], так и на международных научно-технических конференциях [14, 18, 89,

100, 101, 105, 107, 108].

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 1 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 TBC типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• участие в проведении обоснования условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;

• участие совместно с НИКИЭТ И ВНИИНМ в работах по выбору основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC 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 TBC 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 твэлов типа ИРТ-У с U-9%Мо топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC ИРТ-У;

• научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U

9%Мо топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC ИРТ-ЗМ. 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.

Заключение диссертации по теме «Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации», Насонов, Владимир Андреевич

2.5. Основные результаты верификации

С целью верификации расчетных методик и программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов, в которых используются TBC типа ИРТ-М, для рабочих загрузок исследовательских реакторов ИР-8 (Москва), SR-0 (Пльзень), IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ВВР-СМ (Ташкент), ИРТ-Т (Томск) и ИРТ-МИФИ (Москва) проведен расчетный анализ таких важных для безопасности параметров ядерного реактора, как запас реактивности и эффективность РО СУЗ. В этих реакторах используются TBC ИРТ-2М и TBC ИРТ-ЗМ с обогащением топлива по урану-235 36%, 80% и 90%. Результаты расчетов сравниваются с экспериментальными данными.

Сравнение показывает, что с использованием малогрупповых программ URAN-C, IRT-2D/PC и TDD-C/4 запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,l%Ak/k, а эффективность стержней СУЗ - 0,15%Ak/k.

Сравнение с экспериментальными данными для исследовательского реактора SR-0 с TBC типа ИРТ-2М при 36%-ном обогащении топлива показывает, ' что точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,l%Ak/k достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 * 12, то есть при размере области на узел около г 0.4 см2.

Относительная ошибка между экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ с поглощающим материалом из карбида I бора для исследовательских реакторов ИР-8, IRT-1 ЦАИ "Тажура", ИРТ-МИФИ и ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПУ составляет 4 - 12%, что вполне приемлемо для практических целей.

Разработана расчетная методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора с TBC ИРТ-2М получена интегральная характеристика компенсирующего стержня. Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает 0,2рэфф 0,15%Дк/к).

Сравнение результатов расчетов конверсии исследовательского реактора ИР-8 при обогащении топлива 36% и 90% в TBC ИРТ-ЗМ с использованием кода IRT-2D/PC и кода URAN-C с данными расчетов методом Монте-Карло по коду MCNP [99] показывает, что в инженерных расчетах запас реактивности рабочих загрузок отличается менее чем на 1,0 %Дк/к [100].

ГЛАВА 3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С TBC ТИПА ИРТ-ЗМ

В 1998 г. для реактора ВВР-СМ из Российской Федерации, в связи с реализацией российско-американской программы RERTR, были поставлены TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. В обоснование безопасности перехода к использованию в реакторе ВВР-СМ TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения проведен соответствующий расчётный анализ [101]. В период перевода реактора ВВР-СМ на использование топлива 36%-го обогащения было решено изменить конфигурацию активной зоны, т.е. перейти к компактной загрузке, которая позволит повысить «качество» реактора (отношения плотности потока нейтронов к мощности реактора), обеспечивающее более экономное расходование топлива, а также уменьшить неравномерность энерговыделения в активной зоне и обеспечить работу реактора на номинальной мощности.

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

В качестве предела безопасной эксплуатации реактора принимается условие отсутствия кипения воды на поверхности твэлов. Расчётное значение температуры начала кипения на поверхности твэлов (tHK) определяется по корреляции Форстера и Грейфа [102]: tmc ~ ts+ 2,04 q °'35 р ~°'23, где tj - температура насыщения при давлении р (°С); q - локальный тепловой поток кВт/м^); р - локальное давление теплоносителя (бар).

Коэффициент запаса до начала кипения воды на поверхности максимально напряжённого твэла (к) определяется как: tHK — tBX) / (tMaKC tBX), где tHK - температура начала кипения воды на поверхности твэла (°С); twaKc ~ максимальная температура поверхности твэла (°С); tBX - температура теплоносителя на входе в активную зону (°С).

Анализ режима наиболее теплонапряжённой TBC в активной зоне проводится с помощью модернизированной программы ASTRA [103] с учетом результатов нейтронного расчета распределений энерговыделения по высоте и сечению TBC, коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте, сечению и объему TBC.

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

Максимальная плотность энерговыделения в сердечниках твэлов TBC о кВт/м ) определяется как:

Np • (а/100) qv =-• kz • ks • kT,

F-8/2 где: NP - мощность реактора (кВт); а - мощность наиболее теплонапряжённой TBC (%); kv = kz • ks - коэффициент неравномерности энерговыделения по её объёму; F - поверхность теплоотдачи TBC (м2); 5 - толщина сердечника твэла (м); кг - доля мощности реактора, выделяющаяся в сердечниках твэлов.

Таким образом, максимальная плотность энерговыделения зависит прямо пропорциально от коэффициента неравномерности энерговыделения.

3.2. Исследование влияния глубины погружения компенсирующих органов СУЗ на неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны

Реакторы ВВР-СМ [101] и ИР-8 мощностью 10 МВт и 8 МВт соответственно по сравнению с другими исследовательскими реакторами, в которых используются TBC ИРТ-ЗМ, имеют более высокую плотность энерговыделения в сердечниках твэлов. С некоторыми загрузками активной зоны реактор ВВР-СМ вынужден работать на пониженном уровне мощности для того, чтобы избежать кипения теплоносителя на поверхности твэлов [104].

С целью минимизации плотности энерговыделения в сердечниках твэлов, на примере реактора ВВР-СМ, проведен анализ изменения неравномерности энерговыделения в активной зоне при извлечении компенсирующих органов СУЗ (стержней КС) в процессе отравления и выгорания топлива.

В связи с тем, что при извлечении стержней КС их глубина погружения поддерживается одинаковой для анализа изменения неравномерности энерговыделения рассматривалась только четвертая часть активной зоны образованная ячейками 4-5, 4-6, 3-5 и 3-6 для рабочей загрузки из 16 TBC и ячейками 4-5, 4-6, 4-7, 3-5 и 3-6 для рабочей загрузки из 20 TBC.

3.2.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC

Результаты расчетов неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны (рис. 3.1) в ячейках 4-5, 4-6, 3-5 и 3-6 при погруженных КС-3 и КС-4 в зависимости от глубины погружения КС-1 и КС-2 в местах, указанных на картограмме загрузки (рис. 3.2) точками, приведены в таблице 3.1. Результаты расчетов неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны в тех же ячейках при извлеченных КС-1 и КС-2 в зависимости от глубины погружения КС-3 и КС-4 приведены в таблице 3.2.

Из данных таблицы 3.1 и таблицы 3.2 следует, что неравномерность энерговыделения максимальна в центральной области активной зоны практически при любой глубине погружения компенсирующих органов, кроме крайних положений. В том случае, когда КС-1, КС-2 и/или КС-3, КС-4 полностью погружены или извлечены, неравномерность энерговыделения максимальна на границе активной зоны с отражателем. В активной зоне неравномерность энерговыделения достигает наибольшего значения, когда глубина погружения КС-1, КС-2 и/или КС-3, КС-4 составляет примерно 40-46 см (по УП).

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

- НОЦНОСТЬ TBC * QTHOCMTe/lkHUX единицах

- невоанаперноеть эи»вгоаыдгл»нии по TBC

Погружены стержни КС-3 и КС-4

Рис. 3.1. Картограмма компактной рабочей загрузки реактора ВВР-СМ из 16 "свежих" TBC

О ® Арф О о А 31© «3© О ф

KCio ксзэ 3 KDO 8 13 <сЮ 16 ш ф ф KCIO ссэО 4 3 <040 7 11 ссао 15 ф. в О о 2 1 10 6 9 О М 17 ф ф ф О,

Рис. 3.2. Загрузка реактора ВВР-СМ из 16

TBC (точками отмечены места расчета распределений энерговыделения по высоте активной зоны)

При полностью погруженных стержнях КС-3 и КС-4 энерговыделение максимально в точке 1 (рис. 3.2) при погружении стержней КС-1 и КС-2 от 58 до 40 см и в точке 17 (рис. 3.2) при меньшем погружении стержней КС-1 и КС-2. При полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 и извлечении КС-3 и КС-4 энерговыделение максимально в точке 17 (рис. 3.2) при погружении стержней КС-3 и КС-4 от 58 до 50 см и в точке 18 (рис. 3.2) при меньшем погружении стержней КС-3 и КС-4.

Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной TBC при полностью погруженных стержнях КС-3 и КС-4 от глубины погружения стержней КС-1 и КС-2 показана на рис, 3.3. Здесь максимальное значение коэффициента неравномерности энерговыделения Kz=l,33 (ячейка 3-6, точка 17 на рис. 3.2) достигается при глубине погружения стержней КС-1 и КС-2 от 28 до 34 см. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны в ячейке 3-6 (точка 17 на рис, 3.2) приведено на рис. 3.4. Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной TBC при полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 от глубины погружения стержней КС-3 и КС-4 показана на рис. 3.5. В этом случае значение коэффициента неравномерности энерговыделения максимально (Кг=1,35) между ячейками 4-6 и 5-6 (точка 18 на рис. 3.2) при глубине погружения стержней КС-3 и КС-4 также от 28 до 34 см. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны между ячейками 4-6 и 5-6 (точка 18 на рис. 3.2) приведено на рис. 3.6.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертационная работа посвящена созданию расчетных методов обоснования параметров ИР и разработке TBC типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом. Результатом диссертационной работы является следующее:

1. Разработаны схемы расчета нейтронно-физических параметров TBC 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. Автором получены уравнения для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором.

2. Для решения поставленных задач автором создан ряд малогрупповых программ (одномерных, двумерных и трехмерных) расчета основных нейтронных функционалов, на базе которых с его непосредственным 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 (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. Проведен анализ влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления эффективного коэффициента размножения для исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-М. Сравнение с экспериментальными данными показывает, что точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,l%Ak/k достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 х 12, то есть при размере

•"у области на узел около 0,4 см .

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

Относительная ошибка между экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ составляет менее 12%, что вполне приемлемо для практических целей. Разработана расчетная методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора с TBC ИРТ-2М получена интегральная характеристика компенсирующего стержня. Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает ~ 0,15%Ak/k.

5. Проведен анализ обеспечения безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М. Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ при использовании TBC 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:

- неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны максимальна в её центральной области практически при любой глубине погружения КО, кроме их крайних положений;

- неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны в максимально теплонапряжённой TBC в зависимости от глубины погружения КО: от 1,24 до 1,35 в загрузке из 16 "свежих" TBC, от 1,26 до 1,32 в загрузке из 20 "свежих" TBC. Наибольшая неравномерность при глубине погружения КО от 24 до 34 см (по УП).

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших TBC "свежими". "Свежие" TBC должны загружаться только в центральные ячейки, как в загрузке из 16, так и из 18 или 20 TBC. В TBC, размещённых в центральных ячейках активной зоны, неравномерность энерговыделения по объёму TBC в 1,3 - 1,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках.

Перемещение TBC в активной зоне по мере выгорания топлива должно осуществляется по следующей схеме. Две "свежие" TBC загружаются в центральные ячейки. После достижения в них выгорания ~ 20% они перегружаются в периферийные ячейки.

6. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов разработаны TBC ИРТ-4М с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом. Плотность урана в сердечниках твэлов ~3,0 г/см . Проведено научно-техническое сопровождение ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ четырех TBC ИРТ-4М, изготовленных ОАО НЗХК, и определены их параметры в течение 15 месяцев испытаний.

Достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих TBC: в 6-ти трубных TBC: №6 - 61,4%, №7 - 60%; в 8-ми трубных TBC: №4 - 66,5%, №5 - 60,5%.

Максимальное выгорание топлива с учётом его неравномерности по сечению и высоте TBC составило: в 6-ти трубных TBC: №6 - 92,6%, №7-91,3%; в 8-ми трубных TBC: №4 - 92,1 %, №5 - 83,1 %,

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

Все TBC ИРТ-4М сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными. Завершающим этапом разработки TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащённым ураном-235 до 19,7%, было изготовление ОАО НЗХК в 2004 г, опытной партии из 3-х TBC и проведение их приёмочных испытаний.

TBC ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии [109] и IRT-1 в Ливии [110] взамен высокообогащенного топлива.

7. Выполнены оптимизационные нейтронные расчёты TBC типа ИРТ-У для выбора параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом. Определено, что при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-У с содержанием 415 г урана-235 могла бы быть достигнута такая же длительность цикла - 28 суток, как с TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Однако теплогидравлические запасы безопасности этого варианта TBC ИРТ-У оказались недостаточными для эксплуатации реактора ВВР-СМ при мощности 10 МВт.

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

8. Определены основные параметры испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-Ув реакторе МИР.М1

8.1. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-ЗМ 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-- ~3200 Вт/см3;

- максимальный тепловой поток с наружной поверхности твэла - -870 кВт/м2;

- максимальная температура поверхности твэла (при температуре воды на входе в TBC 45°С) - 95°С;

- скорость воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.

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

- максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла-- 3250 Вт/см3;

- температура воды на входе в TBC - 45° С;

- скорости воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в TBC типа 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 TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC 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 основных параметров этих TBC в процессе испытаний. Предполагается, что испытания, начатые в 2007 г., будут завершены в конце 2008 г.

В заключение автор считает своим долгом выразить благодарность своему научному руководителю Е.П. Рязанцеву за внимание к работе, помощь и поддержку.

Список литературы диссертационного исследования кандидат технических наук Насонов, Владимир Андреевич, 2009 год

1. Nuclear Research Reactors in the World. - Vienna, 1.EA, 2001 -www.iaea.org/worldatom/rrdb.

2. Жежерун И.Ф. Строительство и пуск первого в Советском Союзе атомного реактора.- М.: Атомиздат, 1978.-142 с.

3. 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.

4. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы, М., Атомиздат, 1972.

5. Ю.Гончаров В.В., Глухов А.М. Егоренков П.М. и др. Расширение экспериментальных возможностей реакторов типа ИРТ. Препринт ИАЭ-1920, М., 1969.

6. П.Корнеев В.Т. и др. Исследование некоторых физических и тепловых характеристик реактора ИРТ-М. Препринт ИАЭ-2434, М., 1974

7. Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В. Реконструкция реактора ВВР-С на основе использования ТВС типа ИРТ-М с повышением мощности с 2 до 10 МВт. Препринт ИАЭ-2373, М., 1974.

8. Merchie F. Доклад, представленный на встречу консультативной группы МАГАТЭ по программам реконструкции реакторов и повышения их мощности. Вена, 1978.

9. Merchie F. et al. Доклад № 77/43 на семинар МАГАТЭ по использованию исследовательских реакторов. Юлих, 14-18 сентября 1981.

10. Рязанцев Е.П., Егоренков П.М., Насонов В.А. и др. Предложения по материаловедческому петлевому реактору МПР. В сб. "Физика и техника реакторов". Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург, 1996, стр. 43-54.

11. Ryazantsev Е.Р., Egorenkov Р.М., Nasonov V.A. at all. MLR REACTOR. 2-nd International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM- 98). March 29 to 31, 1998. Bruges, Belgium. p. 151-155.

12. Настоящее и будущее (физика и техника исследовательских реакторов)". Ядерное общество России, ГНЦ РФ НИИАР, Дмитровград 2002.Стр. 102 - 118.

13. Гончаров В.В. и др. Проекты повышения мощности реакторов ИРТ до 5000 кВт и расширение их экспериментальных возможностей. Доклад на международном рабочем совещании по физике и технике исследовательских реакторов. Прага, 1963.

14. Егоренков П.М., Исаев А.Н., Чернышевич В.Н., Яшин А.Ф. Соображения о повышении мощности реактора ИРТ до 8 МВт. Препринт ИАЭ-1707, М., 1968.

15. Егоренков П.М., Сальников H.JL, Кузнецов Э.М., Насонов В.А и др. Изучение на физмодели реактора МР нейтронно-физических характеристик TBC типа МР с макетом твэлатипа ИРТ-2М. Отчёт ИАЭ, инв № 60/1063, 1983.

16. Егоренков П.М., Сальников Н.Л., Кузнецов Э.М., Насонов В.А и др. Изучение нейтронно-физических характеристик TBC типа МР с макетами твэлов типа МР и типа ИРТ-ЗМ, содержащих уран пониженного обогащения. Отчёт ИАЭ, инв № 60/1096, 1984.

17. Вихров В.И., Дубровин К.П., Егоренков П.М. и др. Послереакторные исследования макетов твэлов с топливом пониженного обогащения. Отчёт ИАЭ, инв №60/340, 1987.

18. Ашрапов Т.Б., Карабаев Х.Х., Бурнашёв О.Т. Отчёт о результатах ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Инв. № 1/491 ИЯФ АН РУ, 1995.

19. Егоренков П.М., Павленко В.И., Песков А.О. и др. Испытание в реакторе МР макетов твэлов типа МР и ИРТ-ЗМ с топливом пониженного обогащения в виде силицида урана в алюминиевой матрице. Отчёт ИАЭ, инв № 60/450, 1989.

20. Ашрапов Т.Б. и др. Малогрупповая расчетная модель для реакторов типа ВВР-М. Препринт ФТИ им.А.Ф.Иоффе-152, Л., 1968.

21. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. О расчете водо-водяных реакторов. Атомная энергия, 1964, т. 17, вып. 5, с. 375-379.

22. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Малогрупповая расчетная модель замедления для водо-алюминиевых активных зон. Атомная энергия , т.32, вып.З (март) , 1972. с.225-227.

23. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Моменты функций замедления и ее малогрупповые модели для водо-металлических смесей. Атомная энергия,т.З6, вып.2, 1974. с.131-144.

24. Насонов В.А. УРАН-А программа расчета нейтронных функционалов ячейки реактора или реактора в зависимости от выгорания топлива. Отчёт № 60/941, 1980.

25. 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.

26. Насонов В.А. Точность расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-М. В сб. "Физика и техника реакторов". Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург, 1996, с. 70-98.

27. Марчук Г.И., Лебедев В.И. Численные методы в теории переноса нейтронов. М., Атомиздат, 1971.

28. Марчук Г.И. Методы расчета ядерных реакторов. М., Госатомиздат,1961.

29. Смелов В.В., Илясова Г.А. Метод расчета пространственно-энергетического распределения тепловых нейтронов в Р3-приближении в ячейках реальной формы. Сб. "Вопросы атомной науки и техники". Серия: Реакторостроение, вып. 6 (20), 1977.

30. Hick's D. Nuclear calculation methods for light water moderated reactors. AEEW-R64, 1964.

31. Chalmers J.H. and Walker G. A four group diffusion theory calculation methods for reflected homogeneous systems. AHSB(S) R-60, 1964.

32. Бать Г.А. и др. Четырехгрупповой интегральный метод расчета критичности гетерогенных U Н20-реакторов. В кн.: Физика ядерных реакторов, т. 1. М.:Атомиздат, 1966.

33. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алтухов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М., Энергоатомиздат. 1989.

34. Шишков Л.К. Методы решения диффузионных уравнений двумерного ядерного реактора. М., Атомиздат, 1976.

35. Смелов В.В. Лекции по теории переноса нейтронов. М., Атомиздат, 1972.

36. Насонов В.А. Программа KINP3 для решения кинетического уравнения в цилиндрической геометрии. Отчет № 60/826,1977. 51 с.

37. Смелов В.В., Илясова Г.А. Метод расчета пространственно-энергетического распределения тепловых нейтронов в Р3-приближении в ячейках реальной формы. Сб. "Вопросы атомной науки и техники". Серия: Реакторостроение, вып. 6 (20), 1977.

38. Сб. статей под редакцией X. Гринсиена и др. Вычислительные методы в физике реакторов. М., Атомиздат, 1972.

39. A.Vatulin, Y Stetsky, I.Dobrikova, E.Ryazantsev, P.Egorenkov, V.Nasonov. Preparation for in-pile tests of a LEU new type fuel element. Proceedings of the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. LasVegas, USA, 2000. ;

40. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности/ Под ред. проф. В.А.Цыканова.-Димитровград: НИИАР, 1991.

41. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Программа TDD-C/4 трёхмерного нейтронного расчёта реактора с ТВС типа ИРТ-М в двухгрупповом диффузионном приближении. Препринт ИАЭ-4337/5, М., 1986. 33 с.

42. 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.

43. Bohl Н. et al. MUFT-4 Fast Neutron Spectrum Code for the IBM-704: WAPD-TM-72, 1957.

44. Абагян Л.П. и др. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1964.

45. Askew J.R. et al. A General Description of the Lattice Code WIMS. J. Brit. Nucl. Energ. Soc, 1966, vol. 5, p. 564.

46. Hellens R.L., Honeck H.H. A summary and preliminary analysis of the BNL slightly enriched uranium, water moderated lattice measurement. In: Light Water Lattices. -Vienna: IAEA, 1962, p. 27.

47. Бать Г.А. и др. Четырехгрупповой интегральный метод расчета критичности гетерогенных U- Н20-реакторов. В кн.: Физика ядерных реакторов, т. 1. - М.: Атомиздат, 1966.

48. Беляева Е.Д., Сидоренко В.Д. Расчет критичности и выгорания решеток со слабообогащенным топливом и легководным замедлителем. Препринт ИАЭ-1434. М., 1967.

49. Овчинников Ф.Я. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — М.: Атомиздат, 1977.

50. Сидоренко В.Д., Пшенин В.В. Инженерные методы и программы подготовки малогрупповых констант для расчётов активных зон с легководным замедлителем. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 4, с. 3-9.

51. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М., Энергоиздат, 1984. ;

52. Reactor Physics Constants. ANL-5800, Second Edition.-Argonne National Laboratory, 1963.

53. Ombrellaro P.A. Fast Fitted Constants in Few-Group Theory. In: Naval Reactor Physics Handbook. -USAEC, 1964.

54. Е.К.Бекурц, К.Виртц. Нейтронная физика. М., Атомиздат, 1968.

55. Л.П.Абагян и др. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1964.

56. Journal of Nuclear Energy, v. 23, №9, p. 517, 1969.

57. Bogumil S., Kowalska K. The S-III-THERMOS code for the GIER computer. Report №1296/XXI/PR. Warszawa, 1971.

58. Белл Д., Глестон С. Теория ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1974.

59. Hellstrand Е., Lundgren G. The Resonance Integral for Uranium Metal and Oxide. -Nucl. Sci. Engng, 1962, vol. 12, №4.

60. Hellstrand E., Weitman J. The Resonance Integral of Thorium Metal Rods. Nucl. Sci. Engng, 1961, vol. 9, №4, p. 507.

61. Hicks D. Few-group nuclear design methods for heavy-water reactors. In.: Heavy Water Lattices (Second Panel Report). - Vienna: IAEA, 1963.

62. Насонов B.A., Ципулин B.H., Карпухин A.A., Митрофанов B.H. Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из TBC типа ИРТ-2М с ураном 36%-ного обогащения. Препринт ИАЭ-5259/4, М., 1990.-17 с.

63. Насонов В.А. МР-Д программа двумерного расчета реактора в Х-У геометрии в двухгрупповом диффузионном приближении. Отч. ИАЭ, инв. №60/1020, М., 1982.

64. Архангельский Н.В. Аннотация программы ITRNOW. //ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1985. Вып.9. с.68-69.

65. Картинкин В.И., Архангельский Н.В. Программа IRTSUZ расчета эффективности стержней регулирования в реакторах на тепловых нейтронах с прямоугольной решоткой. Отч. ИАЭ, инв. №15/695, М., 1973.

66. Архангельский Н.В. Программа IRTNOW двумерного расчета плотностей потоков нейтронов в двухгрупповом диффузионном приближении. Описание применения. Препринт ИАЭ 4162/5, 1985. - 14 с.

67. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М., ИЛ, 1961.

68. Зизин М.Н., Шишков Л.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтронно-физические расчеты ядерных реакторов. М., Атомиздат. 1980.

69. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДД-С/4,- "Вопросы атомной науки и техники", Серия: Физика и техника ядерных реакторов", 1987, Вып.8, стр.52-53.

70. Егоренков П.М., Насонов В.А., Талиев A.B. и др. Расчётное определение параметров и условий испытаний мини TBC с твэлами стержневого типа в реакторе ИР-8. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-25/27-2000, М., 2000.

71. В.В.Гончаров. Исследовательские реакторы. Создание и развитие. М., Наука. 1986.

72. Исследования и разработки в реакторных научных центрах. М., РНЦ "Курчатовский институт", 1993.

73. Г.Р.Дик, А.Н.Ерыкалов, В.В.Кузьминов и др. Точность малогрупповых программ при расчете критмасс реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-1363, Л., 1988.

74. Kriticky experiment s palivem IRT-2N. Ae 6904/Dok, Skoda, 1988.

75. Гончаров B.B., Архангельский H.B., Егоренков П.М. Реконструкция реактора ВВР-С на основе использования TBC типа ИРТ-М с повышением мощности с 2 до 10 МВт. Препринт ИАЭ- 2373, М., 1974.

76. Рязанцев Е.П. Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Расчетный анализ начальной загрузки активной зоны реактора IRT-1 (Ливия) из 16 TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным 235U до 19,7%. Препринт ИАЭ- 6382/4, М., 2005.

77. Техническое обоснование безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ приТПУ. Томск, 1992.

78. Техническое обоснование безопасной эксплуатации реактора ИРТ-МИФИ. М., 1990.

79. Егоренков П.М., Насонов В.А., Карпухин А.А. и др. Нейтронно-физические и теплотехнические расчеты реактора ИРТ-МИФИ. М., РНЦ "Курчатовский институт", 1989.

80. Briesmeister J.F. MCNP-A General Monte Carlo N-Particl Transport Code, Version 4A. LA-12625-M (November 1993).

81. Ageron P., Fabrega S., Skok J. Hydraulique et Thermique Bulletin d'lnformations Scientifiques et Techniques. N78 - December 1963.

82. Талиев A.B. Модернизированная программа ASTRA для расчета теплового режима ТВ С исследовательских реакторов с трубчатыми коаксиальными твэлами. Препринт ИАЭ-6405/5, М., 2006.

83. Егоренков П.М., Насонов В.А., Талиев А.А. и др. Расчётное исследование параметров компактных загрузок реактора ВВР-СМ ИЯФ АН Республики Узбекистан с ТВС типа ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Отчёт, РНЦ "КИ" инв. № 60/1069. М., 1999.

84. Ryazantsev Е.Р., Egorenkov P.M., Karpukhin A.A., Taliev A.V.Testing of LEU U02-A1 fuel elements in the IR-8 reactor. Report on the 20-th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 5-10, 1997.

85. J.R.Deen, N.A.Hanan, J.E.Matos and A.Rakhmanov. A Neutronic Feasibility Study for LEU Conversion of the WWR-CM Research Reactor in Uzbekistan. Proceedings of the XXI International Meeting on RERTR. Sao Paulo, Brasil, October 18-23, 1998.

86. E.P.Ryazantsev, P.M.Egorenkov, V.A.Nassonov at all. Testing of the IRT-4M type FA with LEU U02-A1 fuel in the WWR-CM reactor. Proceedings of 23rd International Meeting on RERTR. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada, USA.

87. Chernyshov V.M., Ryazantsev, E.P. Egorenkov, P.M. Nassonov at all. Results of IRT-4M type FA's testing in the WWR-CM reactor (Tashkent). Proceedings of 24th International Meeting on RERTR. 3-8 Nov 2002, San Carlos de Bariloche (Argentina).

88. Sklenka L., Matejka k. The First Critical Experiment with a LEU Russian Fuel IRT-4M at the Training Reactor VR-1. Proceedings of 27th International Meeting on RERTR-2005. 6-10 November 2005, Boston, USA, 2005.

89. Bsebsu F.M., Garner P.L., Hanan N.A. Reactivity-Induced Transient Modeling for TAJOURA Nuclear Research Reactor with HEU and LEU Fuels. Proceedings of 28th International Meeting on RERTR-2006. 29 October-2 November 2006, Cape Town, South Africa, 2006.

90. Козлов A.B., Голосов O.A., Карташёв Е.Ф. и др. Исследования герметичности экспериментальных и штатных твэлов "комбинированных'ТВС типа ИВВ-2М. Отчёт ГУП «Свердловский филиал НИКИЭТ» № Ф-007/03, 2003.

91. Козлов А.В., Голосов О.А., Карташёв Е.Ф. и др. Реакторные испытания и послереакторные исследования комбинированной ТВС № 03КМ00301-02 типа ИВВ-2М. Отчёт ФГУП «Институт реакторных материалов» № Ф-008/03, 2003.

92. A.Vatulin, Y.Stetsky, I.Dobrikova. Unification of Fuel Elements for Research Reactors. 20th International Meeting RERTR'97, Jackson Hole, Wyoming, USA, October 1997.

93. Насонов В.А., Егоренков П.М., Талиев А.В. и др. Анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВ С типа ИРТ-ЗМ с UMo топливом а реакторе МИР. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-24/155-04, М., 2004.

94. Егоренков П.М., Маланкин П.В., Талиев А.В. Верификация расчётных моделей кода REMOL для анализа аварийных режимов в бассейновых реакторах. Препринт ИАЭ-5711/5, М., 1994.

95. A. Vatulin, A.Morozov, V.Suprun at all. Development of IRT-Type Fuel Assembly with Pin-Type Fuel Elements for LEU Convertion of WWR-SM Research Reactor in Uzbekistan. 2003 International Meeting on RERTR, Chicago, Illinois, USA, October 2003.

96. N.A.Hanan, M.M.Bretscher, A.P.Olson, J.E.Matos. Feasibility Studies for LEU Conversion of the WWR-SM Reactor in Uzbekistan Using Pin-Type and Tubular Fuels. 2003 International Meeting on RERTR, Chicago, Illinois, USA, October 2003.

97. Техническое задание на разработку и создание экспериментальной ТВС ИРТ-У со стержневыми дисперсионными твэлами для испытаний в реакторе МИР 336.099.00.000 ТЗ, ФГУП ВНИИНМ, 2004.

98. Техническое задание на разработку и создание стержневого дисперсионного тепловыделяющего элемента для испытаний в реакторе МИР в составе опытных ТВС ИРТ-У 336.099.01.000 ТЗ, ФГУП ВНИИНМ, 2004.

99. Насонов В.А., Егоренков П.М., Талиев А.В. и др. Анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-У с UMo топливом а реакторе МИР. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-24/156-04, М., 2004.

100. Vatulin A.,Dobrikova I., Suprun V. at all. Current Status of the Development of High Density LEU Fuel for Russian Research Reactors. 2007 International Meeting on RERTR. Prague, Czech Republic, 23-27 September, 2007.