Создание расчетных методов обоснования параметров ИР и разработка ТВС типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом

• Автор: Насонов, Владимир Андреевич
• Шифр специальности: 05.14.03
• Научная степень: Кандидатская
• Год защиты: 2009
• Место защиты: Москва
• Количество страниц: 137 с. : ил.

СОДЕРЖАНИЕ
Введение.
Глава 1. Разработка схемы расчета нейтроннофизических параметров ТВС и активных зон исследовательских реакторов со сложными

внутриреакторнымн экспериментальными устройствами.

1.1. Особенности физической схемы и нейтроннофизического расчета исследовательских реакторов.

1.2. Математическая модель программы для расчта ячейки

реактора

1.2.1. Модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов

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

1.2.3. Групповые константы.

1.3. Математическая модель двумерной программы I2.

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 .
1.4.1. Трехмерная модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов
1.4.2. Особенности реализации трхмерной геометрической модели и
алгоритма решения.
1.5. Программный комплекс .
1.6. Результаты разработки схемы расчета нейтроннофизических параметров
Глава 2. Верификация комплекса программ нейтроннофизического расчта параметров исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТМ.
2.1. i О г. Пльзень с ТВС ИРТ2М с ураном го обогащения
2.1.1. Критические эксперименты с ТВС ИРТ2М.
2.1.2. Влияние шата конечноразностной сетки на т очность вычисления запаса реактивности
2.2. Реактор ВВРСМ г. Ташкент с ИРТ2М с ураном го обогащения.
2.3. Реактор I1 ЦАИ Тажура Ливия с ТВС ИРТ2М с ураном го обогащения.
2.4. Определение сравнительных характеристик эффективностей рабочих органов
СУЗ ряда исследовательских реакторов типа ИРТ
2.4.1. Реактор ИР8 РНЦ КИ г. Москва.
2.4.2. Реактор I1 ЦАИ Тажура Ливия
2.4.3. Реактор ИРТТ НИИЯФ при ТПУ г. Томск
2.4.4. Реактор ИРТМИФИ г. Москва
2.4.5. Реактор О г. Пльзень.
2.5. Основные результаты верификации.
ГЛАВА 3. Обеспечение безопасной эксплуатации исследовательских
реакторов с ТВС типа ИРТЗМ
3.1. Методика определения допустимого уровня мощности реактора.
3.2. Исследование влияния глубины погружения компенсирующих оранов СУЗ
на неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны.
3.2.1. Загрузка активной зоны реактора из свежих ТВС
3.2.2. Загрузка активной зоны реактора из свежих ТВС
3.2.3. Загрузка активной зоны реактора из выгоревших ТВС
3.3. Исследование влияния загрузки реактора с ТВС ИРТЗМ на неравномерность энерговыделения по сечению активной зоны.
3.3.1. Загрузка активной зоны реактора из свежих ТВС
3.3.2. Зарузка активной зоны реактора из свежих ТВС
3.3.3. Зарузка активной зоны реактора из выгоревших ТВС
3.4. Выработка рекомендаций по перегрузкам ТВС в равновесной загрузке активной зоны
3.4.1. Переход к компактной загрузке.
3.4.2. Порядок замены выгоревших ТВС свежими в компактных загрузках.
3.5. Минимизация неравномерности энерговыделения в активной зоне
ГЛАВА 4. Создание ТВС ИРТ4М с 2 топливом, обогащенным ураном
до ,7.
4.1. Разработка твэлов и типа ИРТ4М
4.2. Обоснование нейтронно физических параметров и безопасности испытаний опытных ТВС ИРТ4М
4.2.1. Описание опытных ТВС ИРТ4М.
4.2.2. Результаты первого этапа испытаний ТВС ИРТ4М.
4.2.3. Результаты второго этапа испытаний ТВС ИРТ4М
4.3. Завершающий этап разработки ТВС ИРТ4М.
Глава 5. Разработка твэлов и ТВС типа ИРТЗМ и ИРТУ с
топливом, обогащенным ураном5 до ,7.
5.1. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТЗМ с 9 топливом.
5.1.1. Конструктивные особенности эксперименгальных ТВС типа ИРТЗМ
5.1.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных ТВС типа
ИРТЗМ
5.1.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных ТВС типа
ИРТЗМ.
5.2. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТУ с 9 топливом.
5.2.1. Описание ТВС ИРТУ с твэлами стержневого типа.
5.2.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТУ
5.2.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТУ
5.3. Параметры испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТЗМ и ИРТУ в
реакторе МИР.М1
Заключение.
Литература


Сооружение реактора было запланировано на существующей промплощадке ФЭИ. Однако изза 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 ТВС типа ИРТМ табл. С начала их разработки в г. ТВС табл. ИРТМ , ИРТ2М , ИРТЗМ и ИРТ4М . ЛЧ1 Чехия 2 ИРТ2М, ИРТ4М . ИРТ Болгария 2 ЭК, ИРТ2М . Чехия 0,5 ИРТ2М . Т1 Ливия ИРТ2М, ИРТ4М . УД1 Чехия 0. ИРТ2М. ИРТ4М . Сердечник твэла материал толщина, мм длина, мм плотность урана, гсм3 1 сплав 1,2 0 1, I сплав 0. Удельная поверхность теплоотдачи, м2л 0,2 0,5 0. Российская Федерация и Соединнные Штаты Америки проводят общую политику по минимальному использованию и исключению, в конечном счте, из гражданских ядерных программ во всем мире высоко обогащенного урана материала, используемого для производства ядерного оружия. Основное потребление высоко обогащнного урана ВОУ, в гражданских целях осуществляется в исследовательских и испытательных реакторах. Если бы эти реакторы были переведены на топливо, содержащее низко обогащенный уран НОУ, 5, го ВОУ был бы практически исключн из использования в гражданских атомных программах. Значительный прогресс в решении этой задачи достигнут благодаря Программе снижения обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов в Соединнных Штатах, Канаде, Западной Европе, Японии, Китае и России. Программа США была сформирована в г. В Советском Союзе в г. К этому времени исследовательские реакторы, работающие в Советском Союзе, и реакторы, сооружнные по советским проектам за рубежом, использовали, в основном, ТВС с топливом , и обогащения изотопом уран5. В Советском Союзе программа снижения обогащения топлива предусматривала на первом этапе разработку топлива го обогащения для тех реакторов, в которых использовались топливо го и го обогащения см. Нейтронный расчтный анализ для определения содержания урана 5 в твэлах с топливом го обогащения для ТВС типа МР, ИРТ2М и ИРТЗМ, изготовление макетов твэлов и опытных ТВС и их испытания были завершены в г. В году Советский Союз начал экспортировать ТВС с дисперсионным топливом с плотностью урана до 2,5 гсм3 го обогащения для замены сборок с более высоким обогащением топлива. Работы по снижению обогащения топлива были продолжены в г. Приказом Минатома РФ была введена в действие Отраслевая i. В кооперации с Программой США работы были возобновлены в 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. ТВС типа ВВРМ2, ИРТЗМ и МР с топливом. Разработку высокоплотного топлива. Разработку твэлов типа ВВРМ5, ИРТЗМ и ИВВ с топливом высокой плотности и ТВС с твэлами этих типов. Нейтроннофизические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программною обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи проводить вариантный расчетный анализ для выбора загрузок, минимизировать запас реакгивности, оптимизировать использование топлива, определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и ТВС. В настоящее время проводится большая работа по созданию объектноориентированных 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 ТВС типа ИРТМ, 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 реакгора и верификацией на основе сопоставления с экспериментальными данными.