Исследование возможности использования низкообогащенного керметного топлива в реакторе ИВГ. 1м Текст научной статьи по специальности «Электротехника, электронная техника, информационные технологии»

ИССЛЕДОВАНИЕ ВОЗМОЖНОСТИ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ НИЗКООБОГАЩЕННОГО КЕРМЕТНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ ИВГ.1М

© Андреев И.Н.1, Чертков Ю.Б.2

Томский политехнический университет, г. Томск

В статье приведены результаты нейтронно-физических исследований в обоснование перевода реактора ИВГ.1М на топливо с пониженным обогащением. Рассмотрены керметные твэлы в качестве нового топлива с различным обогащением менее 20 % по 235и. Рассчитанны нейтронно-физические характеристики вариантов ТВС с керметным топливом, отличающихся диаметром твэлов и их количеством. На основании полученных результатов сделаны выводы о преимуществах реактора с новым топливом. Предложена оптимальная конструкция ТВС для успешной модернизации исследовательского реактора ИВГ. 1М.

Ключевые слова: реактор, ИВГ.1М, конверсия топлива, низкообо-гащенное топливо, уран.

Исследовательский реактор ИВГ. 1М был создан на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ИВГ.1, является его последней модификацией. Реактор ИВГ. 1 был создан с целью проведения исследований прототипов ядерных ракетных двигателей (ЯРД) и испытания различных газоох-лаждаемых активных зон. Последняя модификация реактора в 1990 году заключалась в переходе на водяной теплоноситель с циркуляцией в замкнутом контуре, что обеспечило безопасность работы реактора без радиоактивного загрязнения атмосферы. На реакторе были продолжены исследования в обоснование безопасности объектов атомной промышленности и технологий. Однако, ограниченные возможности реактора, как исследовательского, привели к необходимости модернизации реактора. Существующая системы охлаждения обеспечивает длительность работы реактора в несколько часов (при пуске на мощности 6 МВт время работы не превышает 6-7 ч). Это связано в, основном, с его небольшим запасом реактивности, и облучением в центральном экспериментальном канале экспериментальных устройств, вносящих в реактор отрицательную реактивность. При проведенных в последнее время более чем 130 пусков, для компенсации выгорания топлива был использован только один свежий водоохлаждаемый технологический канал (ВОТК).

При планируемой модернизации реактора ИВГ. 1М, связанной с заменой высокообогащенного топлива низкообогащенным, предполагается расши-

1 Магистрант кафедры Физико-энергетических установок.

2 Доцент кафедры Физико-энергетических установок, кандидат физико-математических наук.

рить возможности исследовательского реактора. Модернизация реактора позволит повысить нейтронно-физические параметры этого реактора.

Параметры реактора зависят от используемых в работе твэлов. В данной работе приведены результатов расчета нейтронно-физических параметров активной зоны при использовании керметных твэлов на основе микротоплива с матричной структурой из оксида урана с < 20 % обогащением в матрице из сплава на основе циркония. При переходе на низкообогащенное топливо должны быть сохранены размеры и основные узлы топливного канала. При этом планируется получить реактор с большими значениями плотности потока нейтронов в центральном экспериментальном канале. Исходя из этого было подобрано оптимальное содержание 235и в низкообо-гащенном топливе.

ТВС реактора ИВГ.1М состоит из тонкостенной цилиндрической обоймы, торцевых проницаемых решеток и пакета твэлов внутри. Скрепление всех элементов ТВС в единый блок осуществляется с помощью стержня, установленного по центру пакета и стягивающего ТВС по оси. Пакет твэлов в ТВС выполнен в двух модификациях, которые различаются по длине и количеству твэлов. В первой модификации 468 твэлов (длиной 600 мм каждый), размещены в треугольной решетке и упруго уплотнены в обойме с помощью цилиндрических заполнителей. Вторая модификация твэлов отличается тем, что к блоку из твэлов длиной 600 мм добавлен дополнительный блок длиной 200 мм из 456 твэлов. Общая длина твэлов второй модификации составляет 800 мм [1, 2]. На рисунке 1 показано поперечное сечение ВОТК с ТВС.

1 - центральный стержень, 2 - оболочка канала, 3 - вытеснители, 4 - твэлы

Рис. 1. Поперечное сечение водоохлаждаемого технологического канала (ВОТК)

В качестве топлива для реактора предложено керметное топливо с обогащением 19.7 % по 235и. Керметное топливо представляет собой гранулы

из диоксида урана (объемная доля и02 может достигать 75 %), расположенные в металлической матрице (изготавливаемой обычно из сплава на основе циркония). Такое топливо характеризуется отсутствием прямых контактов между топливными частицами благодаря их равномерному распределению в металлической матрице. Это достигается использованием сферических топливных частиц, предварительно покрытых материалом матрицы. Топливо характеризуется рядом положительных качеств:

- способностью компенсировать «твердое» распухание топливного сердечника;

- локализацией до 90 % продуктов деления в гранулах и02;

- достижение глубины выгорания до 120 МВт сут/кг;

- низкой температурой твэла (650-800 °С);

- меньшим выходом радиоактивных продуктов деления из твэла в контур теплоносителя при нарушении герметичности оболочки) [3].

Расчеты выполнялись при помощи прецизионной программы MCU-1РП [4]. MCU - это программа, решающая задачу переноса нейтронного, фотонного, комбинированного нейтрон-фотонного и фотон-электронного излучения в произвольной трёхмерной геометрии методом Монте-Карло. Для этой программы была создана трехмерная компьютерная модель реактора ИВГ. 1М, которая детально описывает геометрию активной зоны, расположение и материальный состав твэлов и положение регулирующих барабанов.

Сравнение результатов расчета существующего состояния реактора с экспериментальными данными позволяет говорить о корректности полученных результатов. Погрешность определения Кзфф с помощью донной модели не превышает 0.01 %.Для расчетов выбраны три варианта конструкции ТВС с керметным топливом, отличающиеся диаметром твэлов и их количеством:

- 90 твэлов диаметром 5,7 мм (вариант 1);

- 150 твэлов диаметром 4 мм (вариант 2);

- 144 твэла диаметром 4 мм (вариант 3).

Между сердечником и оболочкой твэла имеется зазор из силумина размером 0,05 мм. Схема керметного твэла на основе микротоплива показана на рисунке 2. Во всех вариантах высота активной зоны составляет 800 мм, сохраняется корпус ВОТК из сплава АМГ-5 диаметром 76 мм с толщиной стенки 3 мм. При выборе оптимальных вариантов конструкции ТВС рассматривались модели, для которых значение запаса реактивности реактора находилось в пределах от 6 рэф до 10 рэф и учитывалось:

- положительная реактивность при полном развороте барабанов поглощающей стороной от АкЗ (180°) должна быть выше существующей;

- отрицательная реактивность при полном развороте барабанов поглощающей стороной к АкЗ (0°) должна быть достаточно большой,

чтобы компенсировать реактивность, которую могут внести экспериментальные устройства с топливом, размещенные в центральном канале;

- значение плотности потока тепловых нейтронов должно быть как можно выше.

06,36

1 - концевые детали, 2 - контактный подслой, 3 - тепловыделяющий керметный сердечник, 4 - оболочка с дистанционирующими ребрами

Рис. 2. Схема керметного твэла

Система регулирования реактора ИВГ.1М состоит из 10 вращающихся регулирующих барабанов с поглощающими слоями с пэлами и 12 стержней компенсации реактивности (СКР) из бериллия. Для оценки компенсирующей способности системы регулирующих барабанов (РБ) была рассчитана градуировочная характеристика. Для ее получения (рисунок 3) менялся угол ориентации поглощающей накладки из титан-гадолиниевого сплава относительно активной зоны реактора.

Анализ результатов позволяет сделать вывод о правильности созданной расчетной модели реактора ИВГ. 1М, и о возможности ее использования для расчетов реактора с новым керметным топливом. Для определения запаса реактивности реактора при проведении нейтронно -физических исследований в расчетной модели реактора СКР были извлечены из активной зоны.

Допустимая объемная доля UO2 с обогащением ~20 % может доходить до 75 %. Однако, в этом случае запас реактивности реактора для трех вариантов ТВС составил бы более 30 рэф и превысил бы эффективность органов регулирования.

800

50

Г"

1.04

0.92

50

100

150 Поворот, градус

Рис. 3. Регулировочная характеристика системы РБ

В соответствии с правилами ядерной безопасности реактор при положении РБ 00 должен быть подкритичным. Этому требованию удовлетворяют все три варианта ТВС, которые имеют доли диоксида в матрице сердечника твэ-лов не более 33-35 %. Избыточное же значение отрицательной реактивности приводит к сокращению длительности работы реактора. Поэтому оптимальное значение реактивности реактора при положении системы регулирующих барабанов 0° должно составлять -4 Рзф. С помощью расчетов были найдены оптимальные доли содержания UO2 в матрице твэлов. В таблице 1 приведены основные параметры рассматриваемых ТВС. Графическое представление расчетной модели ТВС из 150 твэлов представлено на рисунке 4.

1 - корпус ТК, 2 - тепловыделяющие элементы, 3 - теплоноситель, 4 - центральный стержень, 5 - заполнители

Рис. 4. Конструкция ТВС со 150-ю твэлами с керметным топливом

0

Таблица 1

Основные характеристики рассматриваемых ТВС

Параметр Ва жант ТВС

Количество твэлов 90 150 144

Диаметр твэла, мм 5,7 4,0 4,0

Диаметр сердечника, мм 4,6 2,8 2,8

Доля иС>2 в сердечнике, % 33,9 33,8 35,6

Загрузка реактора иС2, кг 40,6 25,3 25,0

Компенсирующая способность РБ, рэф 24,6 21,8 21,8

Запас реактивности, рэф 20,6 17,8 17,8

Диаметр твэла по ребрам, мм 6,36 5,144 5,144

Рассчитаны значения Кэфф, запаса реактивности (р) и плотности потока тепловых нейтронов (Фт) в экспериментальном физическом канале (ФКЭ) по центру активной зоны (таблица 2).Значения Фт для трех вариантов конструкции ТВС различаются между собой менее чем на 10 %. При сохранении тепловой мощности ВОТК поток тепловых нейтронов в центральном экспериментальном канале уменьшится на ~10 % по сравнению с существующим значением. Коэффициент неравномерности (Кн) распределения Фт по высоте ФКЭ ~ 1,3 для всех вариантов ТВС (рисунок 5).

Таблица 2

Нейтронно-физические параметры

Варианты Кэф 1 р, Рэф Эффективность РБ, рэф

Положение РБ, градус

180 0 180 0

90 твэлов 1,04184 0,92739 12,4 -12,2 24,6

150 твэлов 1,04303 0,94179 12,1 -9,7 21,8

144 твэла 1,04230 0,94383 12,5 -9,3 21,8

-Вариант 1 -Вариант 2 -Вариант 3

Рис. 5. Высотное распределение плотности потока тепловых нейтронов в ФКЭ

Рассчитанные распределения энерговыделения по радиусу и по высоте представлены в таблице 3.

Таблица 3

Распределение энерговыделения по радиусу и по высоте АкЗ

Варианты ТВС Распределение энерговыделения по радиусу АкЗ (к), отн.ед. Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения по высоте (к), отн.ед.

Первый ряд ТК Второй ряд ТК Третий ряд ТК Первый ряд ТК Второй ряд ТК Третий ряд ТК

Вариант 1 1,20 1,11 1,00 1,32 1,32 1,33

Вариант 2 1,20 1,13 1,00 1,33 1,34 1,34

Вариант 3 1,19 1,84 1,00 1,33 1,33 1,36

Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения по высоте активной зоны (к) составляет 1,33 для всех вариантов. Коэффициент неравномерности распределения энерговыделения по радиусу составляет в среднем для всех вариантов 1,08.

Во 2-м и 3-м вариантах для топлива твэлов требуется существенно меньше и02 с обогащением 20 %. Таким образом, при окончательном выборе варианта загрузки предпочтительным является вариант ТВС из 144 твэлов.

Заключение

По результатам расчетных исследований нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ИВГ. 1М с керметным топливом пониженного обогащения было установлено следующее:

- наиболее оптимальный вариант низкообогащенного топлива для реактора ИВГ. 1М это ТВС из 144 твэлов диаметром 4 мм;

- определена доля и02в сердечнике для варианта 3, которая составляет 35,6 %;

- реактор с низкообогащенным топливом будет иметь запас реактивности ~17,8 Рэф;

- при сохранении тепловой мощности реактора поток тепловых нейтронов в центральном экспериментальном канале уменьшится не более чем на 10 %;

- коэффициент неравномерности распределения плотности потока тепловых нейтронов по высоте канала составляет ~1,3.

- для 3 -го варианта загрузки требуется существенно меньшая загрузка двуокиси урана с обогащением 20 %.

Перевод исследовательского реактора ИВГ.1М на низкообогащенное топливо позволит при небольшом снижении уровней плотности потока тепловых нейтронов (10 %) существенно увеличить длительность пусков (до 10 суток с предварительной модернизацией системы охлаждения).

Список литературы:

1. Павшук В.А., Тухватулин Ш.Т., Пивоваров О.С. Физический пуск реактора ИВГ. 1М. - Курчатов, 1990. - 64 с ил.

2. Айтхожин Э.С., Аринкин Ф.М., Батырбеков Г.А. и др. Реакторные комплексы ИГР, «Байкал-1», ВВР-К и перспективы развития на их базе фундаментальных и прикладных исследований: Препринт НЯЦ РК-00-12. -Курчатов, 2000. - 75 с.

3. Федик И.И., Денискин В.П., Пономарев-Степной Н.Н. и др. Новое поколение твэлов на основе микротоплива для ВВЭР // Атомная энергия. -2004. - № 4. - С. 276-285.

4. Шкаровский Д.А. Описание применения и инструкция для пользователей программ, собранных из модулей пакета MCU-5.

РАЗРАБОТКА МАТЕМАТИЧЕСКОЙ МОДЕЛИ ОЦЕНКИ РИСКА ЭКСПЛУАТАЦИИ ВЗРЫВООПАСНЫХ ОБЪЕКТОВ ПРИ ИХ ДЛИТЕЛЬНОМ ХРАНЕНИИ

1 2 © Купцов А.Н. , Новичкова А.С.

Пензенский государственный университет, г. Пенза

В статье обоснован критерий оценки риска эксплуатации взрывоопасных объектов, как максимальный прогнозный ущерб от чрезвычайных ситуаций. Предлагается математическая модель оценки риска эксплуатации взрывоопасных объектов, позволяющая с помощью ПЭВМ рассчитать максимальный прогнозный ущерб от чрезвычайной ситуации по причине пожара и взрывов. Предложены практические рекомендации.

Ключевые слова: риск, чрезвычайные ситуации, взрывоопасные объекты, материальный ущерб.

В последнее время в нашей стране увеличилось число пожаров на территориях хранения взрывоопасных объектов(взрывчатые вещества, боеприпасы и т.п. объекты). Это приводит к возникновению чрезвычайных ситуаций (ЧС), ведущим к большим материальным потерям и даже человеческим жертвам. Для совершенствования существующей системы хранения взрывоопасных объектов, анализа предлагаемых решений при построении новых баз хранения взрывоопасных объектов (БХВО) нужно иметь математический аппарат. Он должен оценивать риск эксплуатации взрывоопасных объектов на основе более точной математической модели ЧС при пожарах и взрывах. Математиче-

1 Доцент кафедры Высшей и прикладной математики, кандидат технических наук, доцент.

2 Студентка кафедры «Математическое образование».