авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:   || 2 | 3 | 4 |

Создание расчетных методов обоснования параметров ир и разработка твс типа ирт-m с низкообогащенным топливом

-- [ Страница 1 ] --

Российский научный центр “Курчатовский институт”

на правах рукописи

УДК 621.039.5

Насонов Владимир Андреевич

СОЗДАНИЕ РАСЧЕТНЫХ МЕТОДОВ

ОБОСНОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ИР И РАЗРАБОТКА ТВС

ТИПА ИРТ-M С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ

Специальность: 05.14.03. Ядерные энергетические установки, включая

проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени

кандидата технических наук

Москва – 2008

Работа выполнена в Российском научном центре “Курчатовский институт

Научный руководитель,
доктор технических наук Рязанцев Евгений Петрович

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

профессор Глушков Евгений Серафимович

доктор технических наук Махин Валентин Михайлович

Ведущая организация: ОАО "Государственный научный центр-

Научно-исследовательский институт атомных реакторов"

Защита диссертации состоится "___" ___________ 2008 г. в ____ч. ___мин. на заседании диссертационного совета Д520.009.06 в Российском научном центре “Курчатовский институт” по адресу 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д. 1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ “Курчатовский институт”

Автореферат разослан "___" ___________ 2008 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор В.Г.Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

1

В настоящее время во всем мире проводится общая политика по минимальному использованию и исключению, в конечном счёте, из гражданских ядерных программ высокообогащенного урана. Значительный прогресс в решении этой задачи достигнут благодаря Программе снижения обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) в Соединённых Штатах, Канаде, Западной Европе, Японии, Китае и России. Приказом Минатома РФ в 1994 г. была введена в действие Отраслевая программа “Создание твэлов и ТВС с топливом 20%-го обогащения ураном-235 для активных зон исследовательских реакторов”.

Исследовательские реакторы бакового и бассейнового типов с ТВС типа ИРТ-М использовали, в основном, топливо 90%, 80% и 36% обогащения изотопом уран-235 (табл.1 и 2).

Как известно нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программного обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для формирования активных зон и выбора загрузок топлива, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, а также определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и ТВС. Для исследовательских реакторов, использующих ТВС типа ИРТ-М, 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 реактора и верификацией их на основе сопоставления с экспериментальными данными.

ТВС ИРТ-3М с высоким коэффициентом размножения и малой длиной миграции нейтронов с целью получения малых размеров активной зоны и большой утечки нейтронов в отражатель были специально разработаны для использования в реакторе ИР-8 РНЦ «Курчатовский институт». За создание в РНЦ “КИ” ядерного реактора ИР-8 для фундаментальных и прикладных исследований 17 марта 1999 года присуждена премия Правительства РФ.

В соответствии с Программой по снижению обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов ведутся работы по разработке и созданию новых модификаций ТВС ИРТ-4М, ИРТ-3М и ИРТ-У для реакторов бассейнового и бакового типов.

Сотрудники РНЦ “КИ” предложили разработать ТВС типа ИРТ-4М с UO2 топливом низкого обогащения, аналогичные ТВС ИРТ-3М с UO2 топливом высокого обогащения, для эксплуатации в реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии на период до разработки твэлов с топливом на основе U-Mo сплава. Три полномасштабные ТВС типа ИРТ-4М с плотностью урана в сердечниках твэлов 3,85 г/см3 были изготовлены ОАО НЗХК в 1996 г. Испытания этих ТВС в реакторе ИР-8 были начаты в 1997 г. В связи с разгерметизацией некоторых твэлов в этих ТВС их испытания были прекращены.

Учитывая результаты этих испытаний было решено разработать второй

2


вариант этого типа ТВС с плотностью урана в сердечниках – 3,0 г/см3. В соответствии с Программой в реакторе ВВР-СМ (Ташкент) проведены успешные ресурсные испытания четырех ТВС типа ИРТ-4М. В процессе испытаний РНЦ “КИ” осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение эксплуатации реактора с опытными ТВС типа ИРТ-4М. ТВС ИРТ-4М уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Работы по созданию U-9%Mo топлива с плотностью урана в сердечнике твэла 5-6 г/см3, при использовании которого может быть решена проблема конверсии ИР на топливо, обогащенное ураном-235 до 19,7%, проводится уже несколько лет. Кроме разработки твэлов трубчатого типа с
U-9%Mo топливом для ТВС типа ИРТ-3М разрабатывается также, предложенный ВНИИНМ, твэл стержневого типа для ТВС ИРТ-У.

В РНЦ “КИ” проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ и определено содержание урана-235 в ТВС типа ИРТ-У. Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных ТВС в реакторе МИР.М1 (ОАО "ГНЦ НИИАР").

С 2007 г. проходят испытания в реакторе МИР.М1 две полномасштабные ТВС ИРТ-3М с трубчатыми твэлами и две полномасштабные ТВС ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3. РНЦ “КИ” осуществляет научно-техническое сопровождение испытаний экспериментальных ТВС.

Все вышесказанное свидетельствует о высокой актуальности работы с учетом постоянно возрастающих требований к используемому топливу, к безопасности и эффективности эксплуатации исследовательских реакторов.

Цель работы:

  • разработка комплекса программ нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов для решения эксплуатационных задач (выбор и обоснование загрузок, получение данных о характеристиках органов СУЗ и расчетный контроль выгорания топлива в ТВС), а также разработка и реализация процедуры верификации программного комплекса на основе сопоставления с эксплуатационными экспериментальными данными;
  • проведение анализа изменения неравномерности энерговыделения в процессе отравления и выгорания топлива, разработка рекомендаций по перегрузкам ТВС в равновесной загрузке активной зоны и разработка методики определения допустимого уровня мощности исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М;
  • участие в создании ТВС ИРТ-4М с целью обеспечения возможности перевода на низкообогащённое топливо исследовательских реакторов, в которых используются ТВС ИРТ-2М или ИРТ-3М с топливом 90, 80 или 36%-го обогащения, без изменения топливной композиции сердечников твэлов (UO2-Al) и научно-техническое обоснование нейтронно - физических параметров и параметров безопасности испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с низкообогащенным топливом;
3
  • участие в разработке твэлов и ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У для конверсии реактора ВВР-СМ на использование топлива, обогащенного до 19,7%. Расчетное определение основных параметров, характеризующих условия работы двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и двух экспериментальных ТВС типа ИРТ-У с U-Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1.

Для достижения этих целей решались следующие задачи:

  • выбор основных расчетных моделей, разработка и программная реализация расчетных алгоритмов;
  • вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы реактора типа МР), и разработка алгоритма решения уравнения переноса нейтронов при их наличии;
  • проведение верификации комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М на экспериментальных данных;
  • определение параметров равновесного цикла работы реактора ВВР-СМ с топливом 36%-го обогащения;
  • обоснование условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;
  • научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в ТВС ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ.

Научная новизна включает в себя:

  • разработку трехмерного программного комплекса нейтронно-физических расчетов параметров исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований;
  • получение и решение уравнений переноса нейтронов на границе двух сред, разделённых вакуумным зазором;
  • исследование влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности;
  • верификацию программного комплекса нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;
  • научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в ТВС ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ;
  • результаты расчетных исследований, позволивших:

1) уточнить условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива пониженного обогащения (36% и 19,7%);

2) разработать рекомендации по перегрузкам ТВС типа ИРТ-М при замене наиболее выгоревших ТВС “свежими”;

3) обосновать нейтронно - физические параметры и безопасность испытаний опытных ТВС ИРТ-4М в реакторе ВВР-СМ;

4

4) обосновать нейтронно - физические параметры испытаний в реакторе МИР.М1 экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, исходя из характеристик штатных загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ при испытании двух таких экспериментальных ТВС.

Практическая ценность работы:

  • созданы программы для нейтронно-физических расчетов: одномерная URAN-D, двумерная IRT-2D, трехмерная TDD-D и программный комплекс TDD-URAN, позволяющие вычислять нейтронные функционалы ИР, использующих ТВС типа ИРТ-М, и проведена их верификация;
  • результаты расчетов по разработанным программам использованы для выбора загрузок, оптимизации использования топлива и научно-технического сопровождения эксплуатации ряда ИР: в том числе, ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, IRT-1 и ВВР-К;
  • уточнены условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива 36%-го обогащения;
  • обоснованы основные параметры и безопасность испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 низкообогащенным топливом в реакторе ВВР-СМ;
  • определены необходимые условия испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащенным топливом в реакторе МИР.М1.

Основные положения, выносимые на защиту:

  • верифицированный программный комплекс TDD-URAN для нейтронно-физических расчетов ИР, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации;
  • вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;
  • результаты верификации комплекса программ на основе сопоставления расчетных и экспериментальных данных по реакторам, в которых используются ТВС типа ИРТ-М;
  • рекомендации по схемам перегрузки ТВС в компактной загрузке активной зоны ИР с ТВС типа ИРТ-3М;
  • обоснование основных параметров ТВС ИРТ-4М с UO2, ТВС ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;
  • результаты испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;
  • определение условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1.

Апробация работы

Материалы диссертации докладывались и обсуждались как на российских семинарах, школах, совещаниях, так и на международных научно-технических конференциях [1, 3…5, 7, 13, 15…20]. Работа в целом докладывалась на НТС ИРМТ РНЦ «Курчатовский институт.

5




Личный вклад автора:

  • автором лично создан комплекс программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации. Под его руководством на их основе создан программный комплекс TDD – URAN;
  • автором лично получены граничные условия системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;
  • автором лично и при его непосредственном руководстве проведена верификация программного комплекса нейтронно-физического расчета реакторов с ТВС типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;
  • участие в проведении обоснования условий безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ (Ташкент) при переходе на пониженное обогащение топлива (36%);
  • участие совместно с НИКИЭТ И ВНИИНМ в работах по выбору основных параметров ТВС ИРТ-4М с UO2, ТВС ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;
  • участие в работах по обоснованию нейтронно-физических параметров и безопасности испытаний опытных ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;
  • научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными ТВС ИРТ-У или ИРТ-3М.

Основные результаты исследований изложены в 21 публикации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и содержит 137 страницах текста, в том числе 88 рисунков, 38 таблиц и список литературы из 123 наименований.

CОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Первая глава диссертации посвящена разработке схем расчета нейтронно-физических параметров ТВС и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами.

При разработке конструкции новых ТВС всегда возникает проблема определения оптимальных параметров исследовательского реактора. Анализ параметров ТВС типа ИРТ-М (табл. 2) позволяет следующим образом охарактеризовать физические параметры, общие для всех вариантов ТВС: объемная доля воды в ТВС достаточно велика, поэтому возраст нейтронов мал;

6

малая толщина твэла и топливного слоя позволяют считать активную зону физически гомогенной в резонансной области; большая концентрация 235U в активной зоне обеспечивает высокое значение коэффициента размножения (k), однако усложняет расчет параметров элементарной ячейки реактора, так как в тепловой группе ее нельзя считать гомогенной.

Для расчета активных зон, в которых используются ТВС типа ИРТ-М, наиболее простой, распространенной и при надлежащем выборе констант обеспечивающей хорошее согласие с экспериментом моделью замедления является малогрупповая диффузионная модель. При объемной доле алюминия в ячейке активной зоны VAl/Vяч. 1/3 можно пользоваться одногрупповой диффузионной моделью замедления.

Для решения поставленных задач были разработаны программы URAN-D, IRT-2D/PC, TDD-D и программный комплекс TDD – URAN.

Программа URAN-D предназначена для нейтронно-физического расчета ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выгорания топлива. Программа решает методом конечно-разностной факторизации в цилиндрической геометрии стационарную систему уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении (в тепловой группе может решаться кинетическое уравнение переноса нейтронов в Р3-приближении), используя групповые концепции для энергетической зависимости.

Исходную систему уравнений в четырёхгрупповом диффузионном приближении для произвольной энергетической группы g представим в виде:

.

Похожая запись уравнений, как правило, используется в литературе по теории переноса нейтронов и обозначения достаточно традиционны.

При расчетах ячеек диффузионное приближение часто оказывается недостаточным, если плотность нейтронов сильно изменяется на протяжении длины рассеяния, что обычно и наблюдается в гетерогенных решетках. Это обстоятельство приводит к необходимости решать уравнения более точно. В связи с этим для тепловой группы в программе реализовано Р3– приближение метода сферических гармоник. Программа URAN–А и её модификации в качестве подпрограмм используют специально для этого разработанную программу KINP3 для расчёта цилиндрической ячейки реактора или реактора в Р3 – приближении.

Используя Р1 – приближение, получены уравнения для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы в реакторе типа МР, ГЭКи реактора ИР-8)):

7


Pages:   || 2 | 3 | 4 |
 

Похожие работы:







 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.