Научная статья на тему 'Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР'

Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР Текст научной статьи по специальности «Энергетика»

CC BY
302
107
Поделиться
Ключевые слова
высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор / реакторный графит / повреждающие нейтроны / критический флюенс / выгорание топлива

Аннотация научной статьи по энергетике, автор научной работы — Головацкий Алексей Васильевич, Нестеров Владимир Николаевич, Шаманин Игорь Владимирович

Изложена методика определения действующего значения плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР. Рассмотрено несколько вариантов стартовой загрузки ядерного топлива при реализации: уран-плутониевого и торий-уранового ядерных топливных циклов. Приведены зависимости плотностей потоков повреждающих нейтронов от времени эксплуатации топливных блоков. Представлено соотношение, связывающее среднее значение выгорания и время эксплуатации топливных блоков. Получены зависимости размножающих характеристик от времени эксплуатации топливного блока. Проведен анализ влияния концентраций делящихся нуклидов на значение плотности потока повреждающих нейтронов.

Похожие темы научных работ по энергетике , автор научной работы — Головацкий Алексей Васильевич, Нестеров Владимир Николаевич, Шаманин Игорь Владимирович,

The technique of determining the virtual value of damaging neutron fuel density in the reactor GT-MGR has been stated. Several variants of nuclear fuel starting load at implementation: uranium-plutonium and thorium-uranium nuclear fuels of fuel cycles were considered. The dependences of damaging neutron flux density on fuel block operating time are introduced. The ratio connecting the burn-up average value and fuel block operating time is given. The dependences of multiplying characteristics on the fuel block operating time are obtained. The influence of fissionable nuclide concentrations on the value of damaging neutron fuel density was analyzed.

Текст научной работы на тему «Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР»

УДК 621.039.516.4

ВЛИЯНИЕ СОСТАВА И ВЫГОРАНИЯ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА НА ДЕЙСТВУЮЩЕЕ ЗНАЧЕНИЕ ПЛОТНОСТИ ПОТОКА ПОВРЕЖДАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ В РЕАКТОРЕ ГТ-МГР

А.В. Головацкий, В.Н. Нестеров, И.В. Шаманин

Томский политехнический университет E-mail: nesterov@phtd.tpu.ru

Изложена методика определения действующего значения плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР. Рассмотрено несколько вариантов стартовой загрузки ядерного топлива при реализации: уран-плутониевого и торий-уранового ядерных топливных циклов. Приведены зависимости плотностей потоков повреждающих нейтронов от времени эксплуатации топливных блоков. Представлено соотношение, связывающее среднее значение выгорания и время эксплуатации топливных блоков. Получены зависимости размножающих характеристик от времени эксплуатации топливного блока. Проведен анализ влияния концентраций делящихся нуклидов на значение плотности потока повреждающих нейтронов.

Ключевые слова:

Высокотемпературный газоохлаждаемый ядерный реактор, реакторный графит, повреждающие нейтроны, критический флю-енс, выгорание топлива.

Key words:

High-temperature gas-cooled nuclear reactor, reactor-grade graphite, damaging neutrons, critical flux, nuclear fuel burn-up.

Задача исследования

В настоящее время существует два направления в создании высокотемпературных реакторов, отличающихся концепцией активной зоны. Различие концепций состоит в использовании либо призматических топливных сборок, либо шаровых тепловыделяющих элементов. Обе концепции характеризуются использованием графита и гелия и для них присущ одинаковый материальный состав активной зоны.

Исследования в области работоспособности ядерно-чистого реакторного графита показали, что его срок службы определяется значением критического флюенса повреждающих нейтронов (нейтроны с энергией выше 180 кэВ). В свою очередь значение критического флюенса определяется температурой облучения и плотностью потока сопутствующего гамма-излучения [1]. Значения критического флюенса графита в высокотемпературной области 800...1000 °С уменьшаются в пределах 1022...2-1021 см-2, соответственно [2]. Это обстоятельство может вызывать снижение ресурса графитовых конструкций реактора ВТГР [3].

Одним из направлений развития ядерной энергетики является увеличение эффективности топли-воиспользования, что привело к разработке ядерных топливных циклов нового поколения либо с увеличенной кампанией, либо с большой глубиной выгорания ядерного топлива. Необходимо определить будет ли обеспечена кампания ядерного топлива в ВТГР работоспособностью реакторного графита призматических топливных блоков.

В данной работе представлены результаты исследований особенностей энергетического спектра повреждающих нейтронов в активной зоне высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора типа ГТ-МГР и его изменений в течение кампании топлива, что в последующем позволит провести оценки ожидаемого ресурса графита.

Конструкция реактора ГТ-МГР

В расчетах использованы параметры реактора тепловой мощностью 600 МВт с кольцевой активной зоной, разработанный компанией GENERAL ATOMICS. Активная зона в поперечном сечении представляет собой кольцо шестигранной формы, окруженное центральным (цилиндрическим) и боковым (кольцевым) графитовыми отражателями. Топливный блок (рисунок) представляет собой шестигранную графитовую призму со стержневыми топливными элементами, размещенными в отверстиях блока. В блоках имеются отверстия для загрузки выгорающего поглотителя и прохода гелиевого теплоносителя. Активная зона содержит 102 топливные колонны, каждая из которых набрана из 10 топливных блоков. Блоки в колонне фиксируются с помощью штифтов. В работе использовались параметры эксплуатации реактора ГТ-МГР, приведенные в работе [3].

i

Рисунок. Топливный блок активной зоны реактора ГТ-МГР: 1) канал для теплоносителя; 2) канал для выгорающего поглотителя; 3) топливный канал

Порядок расчета изменений нуклидного состава ядерного топлива и спектра потока нейтронов

Определение спектра потока нейтронов проводилось в 26-групповом приближении. Порядок

расчета на каждом шаге интегрирования многогрупповой системы уравнений по времени выглядит следующим образом:

1) задаются начальные (стартовые) концентрации делящихся материалов топлива;

2) проводится многогрупповой расчет спектра потока нейтронов;

3) рассчитывается среднее по делящимся нуклидам значение макроскопического сечения деления топлива в тепловой группе;

4) из соотношения, связывающего мощность реактора и плотность потока нейтронов, определяется величина потока нейтронов в тепловой группе:

Ф = б

т Еъ;гАЗ ’

где Q - тепловая мощность реактора; - сред-

нее по всем делящимся нуклидам топлива и по активной зоне макроскопическое сечение деления в тепловой группе; Фт - поток тепловых нейтронов; улз - объем активной зоны;

5) проводится преобразование нормированного спектра потока нейтронов по известному значению плотности потока нейтронов в тепловой группе;

6) определяются значения потоков нейтронов в четырех группах: быстрые повреждающие с Е„>0,18 МэВ (с 1 по 7 группу включительно); быстрые не повреждающие (с 8 по 16 группу включительно); резонансные (с 17 по 25 группу включительно) и тепловые нейтроны (26 группа);

7) определяются необходимые нейтронно-физические параметры: эффективный коэффициент размножения нейтронов, средние по каждой из четырех групп значения сечения поглощения нейтронов в активной зоне и т. д.;

8) определяются значения концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов ядерного топлива на конец шага интегрирования по времени.

Пункты 1-8 повторяются до достижения конца кампании ядерного топлива.

Подготовка многогрупповых констант проводилась с учетом поправки в тепловой группе на среднее значение температуры в активной зоне реактора, равное 1150 К.

Изменение нуклидного состава ядерного топлива

Изменение состава топлива по делящимся и воспроизводящим нуклидам определялось системой связанных конечно-разностных уравнений.

Для и-Ри цикла использовались следующие соотношения:

235 тт 235 т г 235 ,т

N и = N иехр(-Фтаа %);

N'

>9Ри _

2

N.

9Ри

238 тт 238 тт 238 Тт 238 Тт

Ф а иN.. и +Ф I и#„ и-

тс 0 р с 0

239 р 239 т,„ 239 р 23'

-Фтая РиN0 Ри -Ф р1а Ри^

240^ 240 т*

N Ри = N0 Ри +

Ри

239 23

+ Ф р1 с ^0

239 23

Ф тас Ри N0

-Ф а24°Ри N0* Ри -Ф /4°Ри N2

та 0 р с 1

У

Ри

Ри 240 Ри

0 У

241 в,, 24

N Ри = N0

1 Ри

Ф а

0 240 240 2

Ри N. Ри +Ф I РиN

Ри Л

241 241 241 241

-Фтаа N0 * -Ф р1 а *#0

Аг.

где А/ - шаг интегрирования по времени (в расчете задавалось значение пол года, что соответствует выгоранию 18,7 МВтсут/кг; глубина выгорания на конец кампании составит 150 МВтсут/кг); Ы0, N -начальная и конечная концентрация соответствующего нуклида, при переходе к следующему шагу интегрирования по времени (начальное значение концентрации приравнивалось к конечной на предыдущем шаге); Ф^ - плотность потока резонансных нейтронов; аа, ас - среднегрупповые микросечения поглощения и радиационного захвата, соответственно; 1а, 1С - среднегрупповые эффективные резонансные интегралы поглощения и радиационного захвата, соответственно.

При определении концентраций ядер 235и применялось аналитическое решение дифференциального уравнения, т. к. метод конечных разностей при выбранном шаге интегрирования по времени приводил к некорректным значениям концентраций в конце кампании. Это связано с тем, что 235и не нарабатывается, а скорость его выгорания достаточно велика. В данной работе значения концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов в различные моменты времени необходимы только для определения изменений спектра потока повреждающих нейтронов и, следовательно, большая точность в определении концентраций не требуется.

Для ТИ-и цикла использовались следующие соотношения:

N

235 тт 235 т Т

= N ехр(-Ф таа Аг);

(

N и = N

N и = N

Фтас

-Ф та, (

11 N

Ф I

р с

3 233 23

N0 и -Ф р1а

11 N

и N

Фтас

2

-Ф таа

N

Ф I

р с

N 0 и -

' и С и

Аг;

Аг.

Для определения изотопного состава ядерного топлива в ТИ-и ядерном топливном цикле (ЯТЦ) изменение концентрации 235и так же, как и в и-Ри цикле, определялось аналитическим решением дифференциального уравнения, т. к. использования метода конечных разностей приводило к занижению значений. Для образования 235и из 232ТИ необходимо, что бы происходило 3 последовательных радиационных захватов нейтронов, поэтому скорость образования 235и значительно ниже, чем

скорость его выгорания. Метод конечных разностей для определения концентраций ядер 235и использовался только при их отсутствии в стартовой загрузке в ТЪ-и ЯТЦ, при этом использовалось соотношение:

(

N и = N

Ф и

т с

2

-Ф ти„

N

Ф I

р с

"N7 и-^

> тт 232 , г 23

иN0 и-Фр1а

N

А г.

эф Е + ББ2

XVЕ /,Ф -

Определение значений плотностей потоков и сечений ядерных реакций в четырехгрупповом представлении

В спектре потока нейтронов выделяются четыре группы:

• 1 группа: быстрые повреждающие нейтроны с Еп>0,18 МэВ (с 1 по 7 группу включительно), необходимы для определения степени повреж-денности кристаллической структуры реакторного графита и флюенса повреждающих нейтронов;

• 2 группа: быстрые не повреждающие нейтроны с 465 эВ>Еп>0,18 МэВ (с 8 по 16 группу включительно). Термин «не повреждающие нейтроны» не значит, что они не производят структурных нарушений, это значит, что их экспериментальная регистрация, как правило, не производится. Вклад нейтронов с энергией ниже 0,18 МэВ в процесс дефектообразования не превышает 20 %;

• 3 группа: резонансные нейтроны (с 17 по 25 группу включительно) с 0,215 эВ>Еп>465 эВ, необходимы для определения изменения ну-клидного состава ядерного топлива;

• 4 группа: тепловые нейтроны с 0,0252 эВ>Еп>0,215 эВ (26 группа), необходимы для определения изменения нуклидного состава ядерного топлива, проведения нормировки потоков на мощность реактора, определения эффективного коэффициента размножения и других нейтронно-физических параметров активной зоны.

Определение значений потоков нейтронов в каждой из четырех групп проводится суммированием потоков в энергетических группах многогруппового представления.

Усреднение значений макроскопических сечений поглощения для четырех групп проводится по соотношению:

т

X (Ес, +Е А )Ф,

Е = ,

о. т

X Ф,

¡=к

где] - номер группы с 1 по 4; ЕС(, Е^ - макроскопические сечения радиационного захвата и деления в г-й группе (с 1 по 26 группу), соответственно; Ф; -значение плотности потока нейтронов в г-й группе.

Значения эффективного коэффициента размножения определялись из соотношения:

где Е/ = -—26---------- среднее значение количе-

X Ф,

,=1

ства вторичных нейтронов, образующихся при прохождении первичным нейтроном единицы длины пути; V - число вторичных нейтронов на 1 акт деления первичным нейтроном г-й группы; Е/( -

среднее макроскопическое сечение деление ядер

26

_ X БФ

нейтронами г-й группы; Б = -¡=2б--------- - среднее

X Ф,

¡=1

значение коэффициента диффузии нейтронов; Д- -коэффициент диффузии нейтронов г-й группы;

26

XЕ Ф -

о, I

Е = -

XФ,

среднее макроскопическое сече-

ние поглощения; Еа1 - макроскопическое сечение поглощения нейтронов г-ой группы; Б2 - геометрический параметр.

Результаты расчета для уран-плутониевого ЯТЦ

Результаты расчетов концентрации делящихся и воспроизводящих нуклидов ядерного топлива в и-Ри ЯТЦ сведены в табл. 1. При стартовой загрузке с обогащением С(235и)=20 %, С(Ри)=0 % на конец кампании ядерного топлива нуклидный состав плутония составил: 72 % - 239Ри, 10 % - 240Ри и 18 % - 241Ри. Далее этот состав используется при рассмотрении и-Ри ЯТЦ, когда в стартовой загрузке присутствует плутоний. Результаты расчета средних по призматическому топливному блоку значений концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов топлива, плотностей потоков в четырех группах и эффективного коэффициента размножения нейтронов в течение кампании топлива для и-Ри ЯТЦ приведены в табл. 1.

Соотношение, связывающее среднее значение выгорания топлива (X и время эксплуатации призматического топливного блока:

2 = О- эф^т-— _ 37,4 г, (МВгсут/кг) пТБ тТБ (и)

где Q - мощность ядерного реактора, 600 МВт; Кф.сУт. - количество эффективных суток в году, 270 эф.сут./год; г - время эксплуатации призматического топливного блока (измеряется в годах), до 4 лет; пТБ - количество топливных блоков в активной зоне, 1020 шт; тТБ(и) - масса урана, содержащаяся в одном топливном блоке, 4,25 кг.

При эксплуатации топливного блока со стартовой загрузкой: С(235и)=20 %, С(Ри)=0 % концен-

¡=1

Таблица 1. Средние по призматическому топливному блоку значения концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов топлива, плотностей потоков в четырех группах и эффективного коэффициента размножения нейтронов в течение кампании топлива для и-Ри ЯТЦ

Стартовое обогащение по 235и и Ри, % 1, лет Выгорание, МВт.сут/кг 1\|23Ч см-3 N*4 см-3 \240и, см-3 241 N и, см-3 Фб>180 кэВ. 1013 см-2.с-1 ФК180 кэВ. 1013 см-2.с-1 Фр, 1013 см-2.с-1 Фт, 1013 см-2.с-1 кэфф

С(235 и)=20 С(Ри)=0 0 0 2,17'1019 0 0 0 3,21 5,22 3,69 3,54 1,26

1 37,4 1,71.1019 2,59'1018 1,70.1017 0 3,57 5,86 4,16 3,76 1,22

2 74,8 1,32-1019 4,03.1018 4,61.1017 3,76.1017 3,83 6,39 4,63 4,04 1,16

3 112,2 1,02.1019 4,81.1018 6,19.1017 9,05.1017 4,03 6,77 4,96 4,26 1,14

4 149,6 7,60.1018 5,191018 7,03.1017 1,31-1018 4,17 7,07 5,28 4,66 1,11

С( 235и)=10 С(Ри)=10 0 0 1,09.1019 7,84.1018 1,08.1018 1,96.1018 4,75 7,94 5,47 3,16 1,16

1 37,4 8,78.1018 7,38.1018 9,131017 2,50.1018 4,71 7,85 5,42 3,40 1,17

2 74,8 6,95.1018 6,94.1018 8,89.1017 2,52.1018 4,64 7,76 5,48 3,80 1,15

3 112,2 5,42.1018 6,51.10'8 8,69.1017 2,40.1018 4,56 7,68 5,56 4,29 1,13

4 149,6 4,111018 6,071018 8,501017 2,22.1018 4,48 7,61 5,67 4,88 1,10

С(235 и)=0 С(Ри)=20 0 0 0 1,561019 2,17.1018 3,901018 6,49 11,1 7,65 2,88 1,07

1 37,4 0 1,21.1019 1,39.1018 5,191018 5,94 9,95 6,69 3,14 1,16

2 74,8 0 9,73.1018 1,20.1018 4,65.1018 5,46 9,17 6,37 3,74 1,15

3 112,2 0 7,99.1018 1,07.1018 3,77.1018 5,08 8,60 6,24 4,58 1,11

4 149,6 0 6,63.1018 9,74.1017 2,91.1018 4,77 8,20 6,27 5,67 1,06

трация 235и снижается с большей высокой скоростью, чем при составе загрузки С(235и)=10 %, С(Ри)=10 %, т. к. во втором случае большая часть делений обусловлена наличием 239+241Ри в ядерном топливе.

При эксплуатации топливного блока со стартовой загрузкой: С(235и)=10 %, С(Ри)=10 % концентрация 239Ри медлено снижается. Это обусловлено тем, что скорость деления 239Ри практически компенсируется его образованием при радиационном захвате нейтронов ядрами 238и. Концентрация 240Ри также медленно снижается. Концентрация 241Ри в начале кампании возрастает за счет радиационного захвата нейтронов 240Ри, а затем снижается, т. к. в течение кампании концентрация ядер 240Ри становится все меньше и, следовательно, снижается скорость образования 241Ри - процесс деления 241Ри превалирует над процессом его образования.

Анализ полученных результатов показывает, что определяющее влияние на характер зависимости плотности потока повреждающих нейтронов от выгорания (времени эксплуатации топливного блока) в и-Ри ЯТЦ оказывает зависимость концентрации делящихся изотопов Ри от выгорания и зависимость вкладов отдельных изотопов в общую плотность деления ядер. Это обусловлено тем, что наличие делящихся изотопов плутония в ядерном топливе увеличивает число вторичных нейтронов на акт деления. Вторичные нейтроны, образующиеся при делении, являются быстрыми и до момента их поглощения ядрами вносят значительный вклад в часть спектра нейтронов, называемую спектром замедления. Нейтроны именно этой части спектра вносят наибольший вклад в процесс дефектообразования и нарушения структуры графита.

Результаты расчета для торий-уранового ЯТЦ

Расчетные концентрации делящихся и воспроизводящих нуклидов ядерного топлива в ТИ-и ЯТЦ сведены в табл. 2. В работе варьировались значения концентраций ядер 235и и 233и в ядерном топливе в стартовой загрузке. Результаты расчета средних по призматическому топливному блоку значений концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов топлива, плотностей потоков в четырех группах и эффективного коэффициента размножения нейтронов в течение кампании топлива для ТИ-и ЯТЦ приведены в табл. 2.

Сравнительный анализ ТИ-и и и-Ри ЯТЦ показывает, что выгорание 235и в ТИ-и топливном цикле больше, чем в и-Ри, т. к. значение микроскопического сечения деления 233и ниже, чем для 239Ри. Значение микроскопического сечения радиационного захвата 232ТИ ниже, чем для 238и, и, следовательно, скорость образования 233и ниже скорости образования 239Ри. В и-Ри ЯТЦ происходит наработка ядер делящегося нуклида 241Ри. Все это приводит к тому, что доля делений, приходящаяся на делящиеся изотопы Ри в и-Ри ЯТЦ выше, чем на 233и в ТИ-и ЯТЦ. Анализ ТИ-и и и-Ри ЯТЦ показывает, что стационарное значение концентрации делящихся изотопов 233и и 239Ри в реакторе ГТ-МГР без учета изменения концентрации воспроизводящих нуклидов 232ТИ и 238и достигает значения 3,5.1018 см-3 для 233и и 5,5-1018 см-3 для 239Ри.

Основное влияние на значение плотности потока быстрых повреждающих нейтронов в ТИ-и ЯТЦ оказывает концентрация 233и, т. к. он характеризуется большей эффективностью деления (а}/ас) и образует больше вторичных нейтронов на акт деления. Снижение плотности потока быстрых повреждающих нейтронов в течение кампании топлива

Таблица 2. Средние по призматическому топливному блоку значения концентраций делящихся и воспроизводящих нуклидов топлива, плотностей потоков в четырех группах и эффективного коэффициента размножения нейтронов в течение кампании топлива для ТЬи ЯТЦ

Стартовое обогащение по 23 5U и 233U, % t, лет Выгорание, МВт.сут/кг N235u, см-3 N233u, см-3 N234u, см-3 Фб>180 кэВ, 1013 см-2.с-1 Фб<180 кэВ, 1013 см-2.с-1 Фр, 1013 см-2.с-1 1013 .с-1 Ф см кэфф

C( 235U)=20 C(233U)=0 0 0 2,17.1019 0 0 3,21 5,25 3,69 3,54 1,22

1 37,4 1,701019 1,14.1018 1,23.1016 3,18 5,27 3,84 4,25 1,17

2 74,8 1,26'1019 1,871018 6,75.1016 3,13 5,31 4,09 5,38 1,09

3 112,2 8,60.1018 2,43.1018 1,60.1017 3,10 5,42 4,52 7,14 0,99

4 149,6 5,20.10'8 2,70.1018 2,89.1017 3,08 5,65 5,19 9,84 0,87

О о X ä р 3 U U 0 0 1,09.1019 1,09.1019 0 3,69 5,94 3,86 3,72 1,30

1 37,4 8,43.1018 8,72.1018 4,11.1017 3,51 5,78 4,05 4,72 1,20

2 74,8 6,00.1018 6,82.1018 7,34.1017 3,37 5,72 4,40 6,34 1,08

3 112,2 3,80.1018 5,15.10'8 9,77.1017 3,25 5,81 5,07 9,10 0,92

4 149,6 1,90101S 3,751018 1,13.1018 3,17 6,23 6,47 14,6 0,72

C( 235U)=0 C(233U)=20 0 0 0 2,17.1019 0 4,19 6,67 4,06 3,93 1,37

1 37,4 3,24.1016 1,59.10» 8,49.1017 3,86 6,33 4,30 5,35 1,23

2 74,8 1,69.1017 1,09.1019 1,47.1018 3,60 6,17 4,81 7,68 1,04

3 112,2 3,52.1017 6,69.1018 1,84.1018 3,38 6,29 5,89 12,00 0,82

4 149,6 4,90.1017 3,72.1018 1,91.1018 3,22 6,85 7,98 20,00 0,59

при стартовой загрузке С(235и)=20 %, С(233и)=0 % обусловлено тем, что число делений тепловыми нейтронами остается постоянным, а вклад в общее число делений за счет быстрых и резонансных нейтронов снижается.

Заключение

Эффективный коэффициент размножения нейтронов при среднем по активной зоне реактора значении обогащения С(235и)=14 % в холодном ра-зотравленном состоянии составил 1,144, что соответствует запасу реактивности 12,6 % и удовлетворительно согласуется с проектным значением максимального запаса реактивности в холодном разо-травленном состоянии в течение кампании 12,5 %. За время эксплуатации призматического топливного блока 1080 эфф. сут. флюенс по быстрым повреждающим нейтронам составит 3,5-1021 см-2, а по всем быстрым нейтронам 9,3-1021 см-2. В работе [5] приведено значение флюенса по быстрым нейтронам 5.1021 см-2. Это расхождение вызвано различным выбором значений энергий, ограничивающих быструю группу нейтронов. Например, если к бы-

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Виргильев Ю.С. Свойства реакторного графита и его работоспособность в водографитовых реакторах // Материаловедение.

- 2001. - № 2. - С. 44-52.

2. Карпухин В.И., Николаенко В.А., Кузнецов В.Н. Критический флюенс нейтронов как фактор, определяющий ресурс графита кладки РБМК // Атомная энергия. - 1997. - Т. 83. - Вып. 5. -С. 325-329.

3. Бойко В.И., Гаврилов П.М., Кошелев Ф.П., Мещеряков В.Н., Нестеров В.Н., Ратман А.В., Шаманин И.В. Оценка ресурса

стрым нейтронам относить только нейтроны деления, то быстрая энергетическая группа нейтронов будет ограничиваться 11-й группой (Еп>10 кэВ) в 26-групповом приближении. При этом значение флюенса быстрых нейтронов будет составлять около 6' 1021 см-2.

Увеличение концентрации делящихся изотопов Ри в топливе приводят к существенному росту плотности потока повреждающих нейтронов. Так при переходе со стартовой композиции в и-Ри ЯТЦ с концентрациями ядер С(235и)=20 %; С(Ри)=0 % на композицию С(235и)=0 %; С(Ри)=20 % плотность потока повреждающих нейтронов в начале кампании увеличится примерно в 2 раза. В аналогичной ситуации для ТИ-и ЯТЦ замена 235и на 233и приведет к увеличению плотности потока повреждающих нейтронов примерно в 1,3 раза.

Работа выполнена в рамках государственного контракта № П428, полученного на проведение поисковых научно-исследовательских работ по направлению «Ядерно-энергетические установки нового поколения» в рамках мероприятия 1.2.2 Программы», федеральной целевой программы «Научные и научно-педагогические кадры инновационной России» на 2009-2013 годы». Номер конкурсной заявки: НК-172П/1.

графита топливных блоков реактора ГТ-МГР // Известия Томского политехнического университета. - 2005. - Т. 308. - № 5.

- С. 81-85.

4. Кодочигов Н.Г., Сухарев Ю.П., Марова Е.В., Усынина С.Г Возможности эксплуатации ГТ-МГР с разным топливом // Атомная энергия. - 2007. - Т. 102. - Вып. 1. - С. 68-72.

Поступила 08.04.2010г.