Technical section

Dysnai - 2003

НЕКОТОРЫЕ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРНОГО КОМПЛЕКСА С

ТЯЖЕЛЫМ ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Александрова Е.Н., Мельников К.Г. Государственный Научный Центр Российской Федерации

Физико Энергетический Институт имени академика А.И. Лейпунского г. Обнинск

ВВЕДЕНИЕ

В последние годы мировое энергетическое сообщество проявляет интерес к применению в ядерной энергетике тяжелых теплоносителей (свинца и эвтектического сплава свинец – висмут), способных в силу своих свойств (малое сродство к кислороду, высокие температуры кипения) обеспечить ядерным энергетическим установкам внутренне присущую безопасность. В России, обладающей приоритетом в освоении этих теплоносителей, ведутся разработки ряда проектов АЭС и АТЭЦ, охлаждаемых тяжелыми теплоносителями/1/. В этом ряду находятся и проработки, представленные в данном докладе.

ГНЦ РФ ФЭИ совместно с ОКБ «Гидропресс» проводятся проработки исследовательского реакторного комплекса ТЖМР, охлаждаемого теплоносителем свинец - висмут.

В настоящем докладе представлены результаты расчетных исследований нейтронно-физических характеристик исследовательского реакторного комплекса ТЖМР c реакторным модулем тепловой мощностью ~30 МВт. Основные задачи, которые могли бы быть решены на таком реакторном комплексе:

- Ядерно-физические исследования; - Исследования и испытания конструкционных материалов и топливных

композиций; - Исследование инженерных аспектов использования ТЖМТ; - Освоение технологии новых (модифицированных)

жидкометаллических теплоносителей в условиях реальной эксплуатации при совокупном воздействии радиационных, температурных и временных факторов;

- Испытания термоэмиссионных преобразователей энергии; - Нейтронографические исследования; - Производство трековых мембран; - Производство радиоизотопов;

Technical section

Dysnai - 2003

- Реализация методов и средств нейтронно-захватной и нейтронной терапии онкологических больных.

Стремление создать такой реактор на традиционных для установок с теплоносителем свинец- висмут решениях не позволило получить в реакторе нейтронные потоки выше 1,0-1.2⋅10 15 н/см2с /2/. Это привело к необходимости проработки исследовательского реакторного комплекса на новых для установок с этим теплоносителем технических решениях.

К таким взаимосвязанным решениям относятся: - повышение удельной мощности активной зоны до ~600 квт/л; - покассетная сборка-разборка активной зоны; - применение перегрузочной машины; - вынос исполнительных органов СУЗ за пределы активной зоны (в

боковой отражатель) и др.

В докладе показано, что подобные технические решения, которые применяются в реакторах, могут обеспечить высокий уровень нейтронного потока (~2,5⋅1015 н/см2с), предоставляющий уникальные возможности для проведения широкого класса фундаментальных и прикладных исследований в области физики, материаловедения, радиационной медицины.

1. КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ КОНСТРУКЦИИ РЕАКТОРА

На рисунке 1 представлен общий вид реакторного модуля. Активная зона набирается из 139 очехлованных ТВС размером под ключ 38,3мм, которые устанавливаются, и закрепляются в нижней опорной плите по треугольной решетке с шагом 39,3мм. В каждой ТВС имеется 7 твэлов, расположенных по треугольной решетке с шагом 13,6 мм. Твэл представляет собой заполненную топливной композицией стальную трубку-оболочку с внешним диаметром 12 мм, толщиной 0,4 мм, с четырьмя спиральными ребрами на внешней поверхности для дистанционирования твэлов. В нижней части твэльной трубки располагается нижний торцевой отражатель из стали, а в верхней части - компенсационный объем для сбора газообразных продуктов деления. Размеры отражателя и компенсационного объема будут уточнены на дальнейших стадиях проработки.

Чехол ТВС выполнен в виде шестигранной трубы 38,3х0,5мм, которая приварена к верхней и нижней решеткам и образует вместе с ними силовой каркас ТВС.

При предварительных проработках конструкции ТВС предполагалось, что центральный элемент в ней будет использоваться для крепления и перемещения ТВС. Поэтому при оценке нейтронно-физических характеристик принято, что в ТВС содержится 6 твэлов и 1 стальной стержень.

Technical section

Dysnai - 2003

С учетом вышесказанного общее число твэлов в активной зоне составляет Nтв = 834 шт., загрузка реактора по тяжелым атомам Gт.а. = 361 кг.

Внешний ряд ТВС дополняется установкой 12 шестигранных стальных пакетов (СП) с таким же размером "под ключ", как у ТВС. Эти пакеты образуют часть бокового отражателя реактора. При необходимости СП могут заменяться штатными или нештатными ТВС. Все ТВС и СП установлены в стальную обойму с внешним диаметром ∼ 530 мм.

За обоймой со стороны боковой поверхности находится стальной боковой отражатель (БО) толщиной ∼ 200 мм. БО представляет собой разрезную (по секторам) конструкцию, часть которой используется в качестве подвижных органов СУЗ – компенсирующих и регулирующих стержней (КС, РС). В неподвижной части БО предусмотрены каналы для размещения стержней аварийной защиты (АЗ).

В боковом отражателе реактора выполнены четыре наклонные проходки под ампульные и петлевые каналы, нижние части которых располагаются вблизи внешней поверхности обоймы активной зоны. Такое решение позволяет увеличить значения нейтронных потоков в каналах по сравнению с вариантом их вертикального размещения, при котором из-за наличия перегрузочной машины каналы вынужденно сместились бы на периферию отражателя, т.е. в область низких потоков. По оси реактора может быть организована проходка под центральный экспериментальный канал диаметром ~50 мм и имеется возможность производить установку экспериментальных ТВС, подобных по конструкции штатным ТВС, непосредственно в активную зону.

Реактор имеет горизонтальные каналы, среди которых два канала диаметром 80 мм предназначены для вывода нейтронных пучков с поверхности активной зоны за пределы внешней радиационной защиты для проведения различных диагностических и терапевтических процедур, связанных с нейтронным облучением пациентов.

В качестве дополнительного экспериментального устройства в составе реакторного модуля имеется большой канал усилителя нейтронного потока (конвертора) – подкритического бланкета, вынесенного за боковой отражатель реактора, для которого основная активная зона служит внешним источником. Основная активная зона и зона конвертора соединены каналом – нейтроноводом. Такой конвертор даст возможность проведения разного рода технологических испытаний не только отдельных твэлов, но и относительно крупногабаритных изделий, например, макетов опытных ТВС. На данной стадии проработок система охлаждения конвертора объединена с системой охлаждения активной зоны реактора, однако габариты канала конвертора позволяют организовать контур его автономного охлаждения. В этом случае возможности канала расширяются , например, он сможет использоваться для проведения исследований с различными перспективными теплоносителями.

Technical section

Dysnai - 2003

Некоторые данные о конструкции активной зоны приведены в таблице 1, а сама конструкция показана на рис.2.

2. РЕЗУЛЬТАТЫ РАСЧЕТА ОСНОВНЫХ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК РЕАКТОРА И ОРГАНОВ СУЗ

Расчеты проводились для мононитрида урана UN с эффективной плотностью эффUNγ =12,5 г/см3 (эффективная плотность по урану эфф

Uγ = 11,8 г/см3). Под эффективной плотностью понимается плотность материала с учетом зазоров на распухание топливного сердечника.

Нейтронно-физические характеристики реактора рассчитаны для его первоначальной загрузки с обогащением топлива по урану-235 ∼ 44,6%, одинаковым для всех ТВС. На настоящей стадии не рассматривались алгоритмы частичных перегрузок и ядерно-физический состав активной зоны, соответствующий установившемуся режиму. На основании предварительных оценочных расчетов принято, что длительность межперегрузочного периода (микрокампания) составляет τ = 2000 эффективных часов.

Расчеты большинства нейтронно-физических характеристик выполнены по программе MCNP /4/, реализующей расчет реактора методом Монте-Карло, с использованием микроконстант с детальной энергетической зависимостью на базе библиотеки ENDFB-V. Изменение реактивности за микрокампанию оценено в 26-групповом диффузионном приближении в двумерной цилиндрической геометрии с использованием программного комплекса RZA/PC /3/ и системы констант БНАБ. Начальная загрузка реактора по урану-235 составляет G5 = 161 кг.

Требуемая эффективность подвижных органов СУЗ определена исходя из безусловного выполнения требований нормативных документов по ядерной безопасности.

Результаты расчета нейтронно-физических характеристик реактора с начальной загрузкой приведены в таблице 2.

Средняя глубина выгорания топлива в ТВС за микрокампанию составляет ∼ 0,7 % т.а. Если принять, в качестве максимально допустимой глубины выгорания значение 10% т.а., то при максимальной объемной неравномерности распределения осколков ∼1,4 полное время пребывания ТВС в реакторе составит ∼ 20000 эфф. часов (10 микрокампаний). Таким образом, число ТВС, заменяемых при каждой перегрузке в установившемся режиме – 13 ÷ 14 шт.

Спектр нейтронов в нескольких точках по радиусу реактора в его центральной плоскости показан на рис.3.

Technical section

Dysnai - 2003

3. КАНАЛ-УСИЛИТЕЛЬ НЕЙТРОННОГО ПОТОКА (КОНВЕРТОР)

Предварительный расчёт нейтронно-физических характеристик конвертора проводился по программе MCNP с системой констант ENDF/B-V на упрощенной расчетной модели (рис.4), в которой конвертор задавался в виде гомогенной цилиндрической области, окружённой стальным отражателем. Диаметр конвертора был взят равным 32 см, высота – 37,2 см; толщина отражателя– 16,5 см. Состав «активной зоны» конвертора по высоте был взяты таким же, как в «основном» реакторе. Были рассмотрены два варианта отражателя основного реактора в направлении на конвертор: сплошной и с отверстием для вывода потока нейтронов с поверхности основной активной зоны.

Рассчитывались следующие параметры конвертора: полное энерговыделение в

конверторе, влияние конвертора на величину эффk основного реактора, радиальное распределение нейтронного потока в системе «реактор-конвертор». Результаты расчётов приводятся на рис.5 и в таблице 3

Для оценки эффекта реактивности от добавления конвертора были посчитаны коэффициенты размножения комплекса без конвертора – полученная расчётная

величина эффk =0,9937, с конвертором при отсутствии отверстия в отражателе – 0,9939, с конвертором и дополнительным отверстием – 0,9878. Таким образом влияние конвертора на общую величину коэффициента размножения менее 0,6%. При этом доля полного энерговыделения в зоне конвертора по отношению к основной активной зоне составляет соответственно 3 и 5% (0,94 и 1,43 МВт при мощности основной активной зоны 30 МВт).

На дальнейшей стадии проектирования предполагается исследование возможностей увеличения уровня нейтронного потока и изменения спектра в конвертере за счёт использования отражателя из различных материалов, внесения замедлителя, применения профилирования по обогащению, а также изменения высоты активной части ТВС конвертора и формы нейтроновода.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

В результате расчетов получены нейтронно-физические характеристики исследовательского многоцелевого реакторного комплекса на базе высокопоточного (до~2,5⋅1015 н/cм2с) быстрого реактора тепловой мощностью 30 МВт, охлаждаемого теплоносителем свинец-висмут.

Проведены расчеты двухзонной системы, включающей основную активную зону и подкритический конвертор. При этом конвертор позволил увеличить уровень потока за корпусом реактора на три порядка до величины ~ 2,0x1014 н/(см2с).

Technical section

Dysnai - 2003

В дальнейшем предполагается провести исследования двухзонных систем с другими конструкциями конвертора, направленные на улучшение параметров рассматриваемого исследовательского реактора.

БЛАГОДАРНОСТИ

Авторы доклада выражают благодарности А.В. Дедулю, О.Г. Комлеву, Н.Н. Новиковой, Чекунову В.В. за помощь в подготовке доклада, ценные советы и рекомендации при написании доклада.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1. Г.И. Тошинский и др. СВБР 75/100: Концепция реактора, возможные области применения. Доклад в США, штат Вирджиния, г. Арлингтон на конференцию ICONE-10, 14-18 апреля 2002 г.

2. Е.Н Александрова, Ю.В. Бойко. Результаты расчетного исследования нейтронно-физических характеристик многоцелевого исследовательского реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Доклад на Симпозиум Международной Ассоциации Молодых Атомщиков, г. Висагинас, Игналинская АЭС, Литва, 31 июня-6 июля 2002 г.

3. В.И.Аржанов, А.В.Воронков, Л.Я.Исакова, Н.Н.Новикова. Система автоматизации физического проектирования ядерно-энергетических установок. Препринт ФЭИ-2326, Обнинск, 1993 г.

4. MCNP 4C - Monte Carlo N-Particle Transport Code System. Los Alamos National Laboratory, ССС-700, 2000 г.

Technical section

Dysnai - 2003

ПРИЛОЖЕНИЕ

Таблица 1. Данные о конструкции активной зоны исследовательского реактора ТЖМР.

Параметр Значение Тепловая мощность, Мвт 30 Размеры активной зоны Dоп x H, мм ∼ 520 х 372 Диаметр оболочки твэла, мм 12 х 0,4 Шаг треугольной решетки твэлов в ТВС, мм 13,6 Число элементов в ТВС 7(в расчетах принято

6 твэлов + центральный элемент крепления) Размер ТВС "под ключ", мм 38,3 Шаг ТВС, мм 39,3 Число ТВС 139 Энергонапряженность активной зоны, квт/л ∼ 600 Топливная композиция UN Загрузка, кг т.а. ∼ 361 Обогащение топлива по урану-235, % ∼ 44,6

Таблица 2. Нейтронно-физические характеристики реактора с начальной загрузкой.

Параметр Значение Загрузка по урану-235, кг 161 Длительность микрокампании τ, эфф. часы 2000 Изменение реактивности за микрокампанию, % 0,7 Максимальная неравномерность "подогревного" поля энерговыделения Kr

max ∼ 1,29

Требуемая эффективность системы КС (РС), % 2,5 Требуемая эффективность стержней АЗ, % 1,05 Расчетная эффективность 4-х КС, % 2,7 Расчетная эффективность 4-х стержней АЗ, % 1,05

Потоки нейтронов на уровне центральной плоскости активной зоны Местоположение по радиусу реактора центральная

ТВС стальной пакет БО

Место расположения ЭК∗

Интегральный поток, н/см2сек ∼ 2,5∗1015 ∼ 1,1∗1015 ∼ 1,0∗1015 Флюенс быстрых нейтронов (Е > 0,1 Мэв) за 1 год, н/см2

∼ 6,6∗1022 ∼ 2,7∗1022 ∼ 2,5∗1022

Повреждающая доза для стали за 1 год, с.н.а.

∼ 33 ∼ 12 ∼11,0

∗/ Максимальное значение по длине канала (в нижней части канала).

Technical section

Dysnai - 2003

Таблица 3. Распределение среднего потока для различных конфигураций системы «реактор-конвертор».

Поток, ссмн 2 ⋅ Расстояние от центра аз, см

Конвертор отсутствует Поток без дополнительного отверстия в отражателе

При наличии отверстия в отражателе аз

-20,42 1,48E+15 1,46E+15 1,50E+15

-13,61 1,98E+15 2,00E+15 2,02E+15

-6,81 2,34E+15 2,35E+15 2,38E+15

0 2,46E+15 2,49E+15 2,48E+15

6,81 2,34E+15 2,37E+15 2,34E+15

13,61 1,98E+15 1,99E+15 1,94E+15

20,42 1,48E+15 1,47E+15 1,34E+15

31 6,86E+14 7,04E+14 5,49E+14

36 4,85E+14 4,98E+14 4,62E+14

41 3,43E+14 3,58E+14 4,04E+14

46 2,13E+14 2,31E+14 3,77E+14

51 1,01E+14 1,72E+14 2,59E+14

56 3,92E+13 1,60E+14 2,44E+14

61 1,47E+13 1,74E+14 2,63E+14

66 5,79E+12 1,70E+14 2,64E+14

71 2,25E+12 1,57E+14 2,43E+14

76 8,23E+11 1,45E+14 2,17E+14

81 3,58E+11 1,25E+14 1,94E+14

86 9,97E+10 1,04E+14 1,60E+14

91 1,34E+11 7,91E+13 1,25E+14

96 3,33E+09 5,27E+13 8,46E+13

100 – 3,91E+13 6,10E+13

105 – 2,72E+13 4,05E+13

Technical section

Dysnai - 2003

Б

СУЗ, 8 шт.Исполнительные механизмы

защитыВерхний блок радиационной

Б

A

Большая поворотная пробка

Конвертор

Вход теплоносителя 2 контура

Стальной отражатель

Входная камера

Раздаточная камера

Стальной боковой отражатель

Внутрикорпусная радиационная защита

Страховочный корпус модуля

Канал термостатирования

реактора

Активная зона

Уровень теплоносителя

Буферная полость

Выход теплоносителя 2 контура

Обогрев корпуса модуля

Промежуточный теплообменник, 4 шт.

Корпус модуля

Малая поворотная пробка

В

В

А Б-Б

Рис. 1. Реакторный модуль

Technical section

Dysnai - 2003

Рис. 2. Схема поперечного сечения активной зоны со стальным боковым отражателем

ТВС стальной пакет

канал стержня АЗ

подвижный орган СУЗ (КС)

неподвижная часть стального отражателя

возможное место для экспериментального канала

неподвижная часть стального отражателя

Technical section

Dysnai - 2003

0.00

0.02

0.04

0.06

0.08

0.10

0.12

0.14

0.16

0.18

0.20

0.22

0.24

26 25 24 23 22 21 20 19 18 17 16 15 14 13 12 11 10 9 8 7 6 5 4 3 2 1

номер группы 26-группового разбиения

доля

ней

трон

ов в

гру

ппе

центр а.з. периферия а.з. ЭК в БО БН-800

Рис. 3. Спектр нейтронов в исследовательском реакторе ТЖМР (в центральной горизонтальной плоскости)

Technical section

Dysnai - 2003

а) отражатель с отверстием б) отражатель сплошной

Рис. 4. Схема расчётной модели конвертора с отверстием в отражателе основного реактора и без него. Поперечный разрез.

Рис. 5. Радиальное распределение среднего потока в основной активной зоне и конверторе.

~80 cm

1.E+10

1.E+11

1.E+12

1.E+13

1.E+14

1.E+15

1.E+16

-30 -20 -10 0 10 20 30 40 50 60 70 80 90 100 110 120

расстояние от центра аз, см

вели

чина

пот

ока

без конвертора

с отверстием в отражателе

со сплошным отражателем