Исследование нейтронно-физических характеристик перспективных быстрых легководных реакторов ПВЭР-650 и ПСКД-600

• Автор: Фролова, Маргарита Владимировна
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2012
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 190 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ.

ГЛАВА 1. СОСТОЯНИЕ ДЕЛ ПО ДАННОМУ НАПРАВЛЕНИЮ В МИРЕ.

1 1 Корпусные реакторы на тепловых нейтронах

1 2 Корпусные реакторы на быстрых нейтронах

1 3 Корпусные реакторы с областями быстрого и теплобого нейтронного спектра

1 4 Канальные реакторы

ГЛАВА 2 ПРОГРАММНЫЙ КОМПЛЕКС И ВОЗМОЖНОСТЬ ЕГО ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ДЛЯ РАСЧЕТА РЕАКТОРОВ ТИПА СУПЕРВВЭР

2 1 Описание программного комплекса

2 2 Термомеханический расчет поведения твэлов под облучением

2 3 Описание программы I2 прецизионный расчет выгорания
2 4 Анализ расчетного теста трехмерной кассеты АЗ в бесконечной решетке
ГЛАВА 3. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК ПАРОВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПВЭР0
3 1 Конструкционные и технические характеристики реактора ПВЭР0
3 2 Оценка нейтроннофизических характеристик инновационной РУ ПВЭР 0
3 2 1 Нейтроннофизические характеристики РУ ПСКД0 для базовый варианта компоновки реактора
3 2 2 Нейтроннофизические характеристики РУ ПВЭР0 для базовый варианта компоновки АЗ
с добавлением ВеО в топливо
3 2 3 Нейтроннофизические характеристики РУ П8ЭР0 для варианта компоновки с введением
в активную зону центральной зоны воспроизводства и добавлением в топливо ВеО
3 3 Характеристики изотопного состава
Основные выводы главы 3
ГЛАВА 4. ИССЛЕДОВАНИЕ НЕЙТРОННОФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК КОРПУСНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА ПСКД0
4 1 Конструкционные и технические характеристики реактора ПСКД0
4 2 Нейтроннофизические характеристики и характеристики топливного цикла РУ ПСКД0
4 2 1 Нейтроннофизические характеристики РУ ПСКД0 для базового варианта компоновки
4 2 2 Результаты оптимизации топливного цикла РУ ПСКД0
4 2 3 Оптимизация характеристик безопасности РУ ПСКД 0
4 3 КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ РУ ПСКД0
4 3 1 Конструкционные материалы активной зоны реактора
4 3 2 Перспективные конструкционные материалы активной зоны реактора
4 4 характеристики РУ ПСКД0 с ториевой цзв и оболочками твэл из композита кремния
4 4 1 Нейтроннофизические характеристики РУ ПСКД0 с оболочками твэл из композита
ii
4 4 2 Распределение пустотного эффекта
Основные выводы главы 4
ЗАКЛЮЧЕНИЕ.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ


Обоснование нейтронно-физических характеристик активных зон и бланкетов перспективных реакторов ПВЭР-0 и ПСКД-0. Для чего были проведены полномасштабные трехмерные расчетные исследования топливных циклов реакторных установок ПВЭР-0 и ПСКД-0 с учетом обратных связей, характерных для водоводяных реакторов. Анализ различных технических решений реакторов ПВЭР-0 и ПСКД-0 с целью улучшения характеристик топливоиснользования и нейтронно-физических характеристик активных зон и бланкетов, в том числе снижение неравномерности поля энерговыделения, увеличение среднего выгорания и коэффициента накопления топлива, обеспечение отрицательного пустотного эффекта реактивности. Улучшение показателей топливного цикла реакторов и обоснование возможности работы в замкнутом топливном цикле в режиме самообеспечения топливом с отрицательным полным пустотным эффектом реактивности. Полученные данные были использованы при анализе важных для безопасности нейтронно-физических параметров реакторов и оптимизации характеристик их топливного цикла. Результаты работы переданы в ОКБ «Гидропресс» для разработки конструкции реактора и включены в состав "Технических предложений". ГИДРОПРЕСС», ОАО «АТОМЭНЕРГОПРОЕКТ» и Г'НЦ РФ ФЭИ, и включены в отчетные материалы по данной теме. Исследования проводились на основании технических заданий на выполнение работ по теме: "НИОКР по разработке предложений по проекту АЭС с СУПЕР-ВВЭР (продолжение работ)" (Приложение № 1 к договору №8-/ИЯР от ). Супер-ВВЭР. ПВЭР-0 и ПСКД-0, для которых при высоком коэффициенте накопления обеспечивались требования безопасности (равномерность поля энерговыделения, отрицательный, но небольшой по модулю ПЭР и т. Результаты, полученные автором по программному комплексу CONSUL были подтверждены путем сравнения с расчетами по прецизионным профаммам, в частности, MCU и MCNP5, реализующим метод Монте Карло, с использованием современных, доступных на настоящее время ядерных данных. Качественно полученные результаты также подтверждены исследованиями, ранее выполненными для реактора ПВЭР-. Основные положения и результаты, выносимые на защиту. Супер-ВВЭР с быстрым спектром ней тронов. Основные материалы диссертации были опубликованы в журнапах ВАНТ и Атомная энергия [, ]. Докладывались на российских и международных конференциях, школах и семинарах[-]. Выпускались в виде препринта[] и внутренних отчетов НИЦ «Курчатовский институт»[-]. Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав и заключения, изложен на 6 страницах с использованием литературных источников и содержит рисунков, таблиц. В главе 1 рассмотрено современное состояние международных и отечественных разработок реакторов ПВЭР-0 и ПСКД-0. В году в США достиг критичности единственный построенный пароохлаждаемый экспериментальный реактор EVHSR мощностью МВт с водяным замедлителем, предназначенный для перегрева пара от постороннего источника. Он проработал до года. Эксплуатация EVESR сделала важный вклад в доказательство технической осуществимости пароохлаждаемого реактора. Но оценки показали, что экономическая эффективность АЭС с пароохлаждаемым реактором на тепловых нейтронах крайне низка. Поэтому с начала -х годов начинается разработка АЭС с пароохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах. Проекты АЭС с быстрыми пароохлаждаемыми реакторами с электрической мощностью 0 и МВт были опубликованы в Англии, Бельгии, США, ФРГ, Швеции. Коэффициент воспроизводства (отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания) представленных в проектах реакторов находится в пределах 1. С г. ИЛЭ им. И.В. Курчатова совместно с ВНИИАМ и ОКБ «Гидропресс» проводилась разработка реактора с быстрым спектром нейтронов и охлаждением пароводяной смесью закризисного паросодержания - ПВЭР, предназначенного для работы в замкнутом ядерном топливном цикле с МОХ - топливом. В этой концепции за счет использования теплоты фазовых переходов (испарения влаги в активной зоне) реализуется большая энергоемкость пароводяной смеси и существенно снижается температура стальных оболочек твэлов (до 0 - 0 °С в горячем пятне), уменьшаются общий расход теплоносителя и затраты на его циркуляцию.