Выбор и обоснование основных физических параметров перспективных активных зон быстрого энергетического реактора большой мощности

• Автор: Елисеев, Владимир Алексеевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2000
• Место защиты: Обнинск
• Количество страниц: 113 с. : ил

Содержание
Введение б

Глава 1. Гетерогенные компоновки активных зон

1.1. Обзор исследований гетерогенных активных зон за рубежом

1.2. Активные зоны с аксиальной гетерогенностью

1.2.1. Выбор и обоснование размеров аксиальной прослойки

1.2.2. Эффекты гетерогенности в активной зоне с аксиальной прослойкой

1.2.3. Оптимизация формы аксиальной прослойки

1.2.4. Зависимость тепловыделений от времени

1.2.5. Исследования полей тепловыделения в трехмерной геометрии

1.2.6. Влияние выгорания топлива и положения стержней СУЗ на поле тепловыделения .

1.2.7. Модифицированный вариант активной зоны
1.2.8. Расчетные характеристики активных зон с аксиальной гетерогенностью
1.3. Активные зоны с пакетной кольцевой гетероген костью
1.3.1. Исследования гетерогенных активных зон с помощью оптимизационного комплекса
1.3.1.1. Возможности комплекса программ для автоматических оптимизационных исследований быстрых реакторов
1.3.1.2. Целевой функционал и постановка оптимизационной задачи
1.3.1.3. Оптимизационные исследования оксиднометаллических гетерогенных активных зон
1.3.2. Вариантная оптимизация в реальной гексагональной геометрии
1.3.2.1. Поля тепловыделения
1.3.2.2. Физические характеристики
1.3.3. Физические особенности гетерогенных зон. Эффекты гетерогенности
1.3.3.1. Зависимость гетерогенного эффекта от материала экранов
1.3.3.2. Зависимость гетерогенного эффекта от изотопного состава плутония
1.3.3.3. Сравнение эффектов гетерогенности в аксиальном и кольцевом гетерогенных вариантах
1.4. Сопоставление характеристик активных зон с аксиальной и кольцевой гетерогенностью
Выводы к главе 1
Глава 2. Расчетнотеоретические исследования по анализу и сравнению характеристик быстрых энергетических реакторов с различными видами топлива
2.1. Необходимость и проблемы сравнительных исследований быстрых
реакторов с различными видами топлива
В 8ЕПЕНИЕ
2.2. Сравнение характеристик реакторов с различными видами топлива при
неизменной геометрии активной зоны
2.2.1. Исходные данные
2.2.2. Результаты сравнительных расчетов
2.3. Оптимизационные исследования
2.3.1. Целевые функционалы и постановка оптимизационной задачи
2.3.2. Результаты оптимизационных исследований
2.3.2.1. Оптимизация по натуральным показателям время удвоения Т2,
системная наработка
2.3.2.2. Оптимизация по экономическому показателю топливной
составляющей затрат на производство энергии ТС
2.4. Области оптимальности
Выводы к главе 2.
Глава 3. Концепция быстрого энергетического реактора предельно достижимой безопасности, сочетающего нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание
3.1. Подходы к решению проблемы безопасности больших реакторов за рубежом
3.2. Выбор конструкции и основных параметров активной зоны, сочетающей нулевую величину НПЭР с нулевым запасом реактивности на выгорание
3.3. Оптимизация размеров активной зоны
3.4. Выбор конструкции чехла ТВС
3.5. Выбор и обоснование системы регулирования
3.5.1. Эффективность систем СУЗ, необходимая для выполнения баланса реактивности в перспективном реакторе
3.5.2. Конструкция и расположение органов СУЗ
3.5.3. Оценки эффективности системы СУЗ
3.6. Стабильность полей тепловыделения
3.7. Оснозные параметры и характеристики активной зоны
Выводы к главе 3
Глава 4 Концепция быстрого реактора, обеспечивающего ядерное нераспространение технологическими мерами
4.1. Общие черты рассматриваемой концепции .
4.2. Выбор исходных параметров перспективного быстрого энергетического реактора с натриевым теплоносителем
4.2.1. Мощность реакторной установки
4.2.2. Выбор топлива
ВВЕДЕНИЕ
4.2.3. Обеспечение самозащищенности реактора к проектным и запроектным авариям на основе развития свойств пассивной безопасности
4.2.4. Характеристики воспроизводства
4.3. Конструктивные параметры перспективного быстрого реактора
4.4. Расчетные модели
4.5. Поисковые исследования
4.5.1. Использование циркониевых отражателей
4.5.2. Повышение объемной доли топлива
4.6. Проблема выравнивания поля тепловыделения
4.6.1. Выравнивание составом активной зоны
4.6.2. Выравнивание обогащением топлива
4.7. Расчетные физические характеристики активной зоны
4.8. Переходный режим реактора
Выводы к главе 4
Глава 5. Реактор с предельно высоким воспроизводством, работающий за счет
подпитки обедненным ураном з открытом топливном цикле
5.1. Исходные предпосылки
5.1.1. Обоснование выбора топлива
5.1.2. Исходные параметры
5.2. Выбор и обоснование способа перегрузки ТВС
5.2.1. Расчетная модель и физические особенности системы, перегружаемой
с перестаяовкалга от периферии к центру
5.2.2. Физические особенности системы, перегружаемой со сложной последовательностью перестановок
5.3. Характеристики реактора, работающего за счет подпитки обедненным ураном
5.4. Использование замедлителя для повышения скорости накопления плутония
5.4.1. Использование замедлителя на периферии активной зоны
5.4.2. Использование замедлителя з активной зоне
5.5. Использование свинцововисмутового теплоносителя
Выводы к главе 5
Заключение
Приложение
Литература


Однако эти разработки или ограничивались чисто методической направленностью рассматривались лишь отдельные аспекты этих компоновок, на весьма упрощенных моделях и т. Автором рассмотрены достоинства и недостатки этих компоновок, их специфика по сравнению с гомогенными компоновками. Некоторые аспекты кольцевых гетерогенных компоновок исследовались с помощью разработанного в МИФИ оптимизационного комплекса программ . В качестве альтернативы гетерогенным активным зонам для решения задач расширенного воспроизводства ядерного горючего рассматривалось использование перспективных видов топлива повышенной плотности нитридного, карбидного, металлического и др. В этом случае высокие показатели воспроизводства могут быть достигнуты и в рамках традиционных гомогенных компоновок и усложнения активных зон за счег гетерогенности не требуется. Однако проектные разработки активных зон на перспективных видах топлива должны предваряться промышленным освоением этого топлива. Аналогичные сравнительные исследования проводились и ранее, как за рубежом, так и в нашей стране. Однако их результаты, полученные в разное время, с использованием разных подходов, методов и ядерных констант трудно использовать для сравнительного и достаточно корректного анализа. В полной мере этой задаче отвечало бы сравнение характеристик на уровне эскизных проектов активных зон, выполненных применительно к одному и тому же тип реактора, однако для методических исследований это не представляется возможным. Некоторым приближением к решению указанной задачи является сравнение характеристик активных зон БР, оптимизированных по наиболее важным критериям. В главе 2 представлены оба способа сравнений характеристик реакторов с различными видами топлива как в рамках единой расчетной модели реактора типа БН путем простой замены одного вида топлива на другой, так и для оптимизированных по наиболее важным критериям моделей реактора с помощью разработанного на кафедре 5 МИФИ комплекса программ для автоматической оптимизации БР. Выполненная работа не позволила однозначно и обоснованно выбрать тип топлива перспективного реактора и не претендовала на это, однако она позволила сделать ряд общих выводов, касающихся подходов к разработке быстрых реакторов, вопросов их оптимизации и постоптимизационного анализа результатов, соотношения различных показателей воспроизводства и топливной экономичности, а так же многих других. За последние 2 десятилетия, особенно после Чернобыльской катастрофы, отношение к атомной энергетике в мире существенно изменилось. Самыми главными при проектировании БР стали вопросы безопасности, надежности и экономичности. При этом предпочтение отдается безопасности пассивной. Подобные работы проводятся и в других странах в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением. Важным разделом данной работы стали исследования реакторов, в которых достигалась бы нулевая величина НПЭР при нулевом запасе реактивности на выгорание1. Первое требование нулевая величина НПЭР вытекает из отечественных Правил ядерной безопасности, а второе нулевой запас реактивности на выгорание представляет собой страхование реактора от аварий, связанных с неконтролируемым подъемом самоходом компенсирующих стержней. Возможность обеспечения нулевого запаса реактивности для больших межперегрузочных интервалов порядка лет изучена достаточно хорошо и при использовании топлива повышенной плотности нитридного, карбидного, металлического принципиальных сложностей не вызывает. Этого можно достичь и при использовании оксидного топлива в рамках достаточно простой гетерогенной компоновки. Однако сложность этой проблемы связана с необходимостью одновременного обеспечения отрицательной или нулевой величины НПЭР, хотя бы в интегральном виде, как это гребуют ПБЯ. Отрицательная величина НПЭР, в принципе, также достаточно просто может быть получена в активных зонах с малым объемом или с большим уплощением, однако таким активным зонам свойственны большие потери реактивности от выгорания. В ФЭИ была разработана концепция активных зон реакторов БН0 и БН, обладающих нулевым или отрицательным значением НПЭР.