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:     | 1 |   ...   | 2 | 3 ||

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

-- [ Страница 4 ] --

2. Для решения поставленных задач автором создан ряд малогрупповых программ (одномерных, двумерных и трехмерных) расчета основных нейтронных функционалов, на базе которых с его участием разработан трехмерный программный комплекс TDD – URAN.

Программы использованы для расчетов нейтронных параметров ряда исследовательских реакторов: ИР-8 РНЦ “КИ”, IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ИРТ-Т НИИЯФ при ТПУ (г. Томск), ИРТ-МИФИ (г. Москва), SR-0 (г. Пльзень), ВВР-СМ (г. Ташкент), ВВР-Ц (г. Обнинск), ВВР-К (г. Алматы), ИРВ-М1/ИРВ-М2 (Лыткарино) и ИРТ-200 (София).

3. Проведена верификация расчетных методик и программ нейтронно- физического расчета исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М на рабочих загрузках ИР-8, SR-0, IRT-1, ИРТ-Т и ИРТ-МИФИ. Полученные результаты показывают, что запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,1%k/k, а эффективность стержней СУЗ – 0,15%k/k.

4. Проведен анализ обеспечения безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с ТВС типа ИРТ-М. Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ при использовании ТВС ИРТ-ЗМ и проведён анализ изменения неравномерности энерговыделения по сечению и высоте активной зоны при изменении положения компенсирующих органов СУЗ в процессе отравления и выгорания топлива.

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших ТВС “свежими”. Перемещение ТВС в активной зоне по мере выгорания топлива должно осуществляется по следующей схеме. Две “свежие” ТВС загружаются в центральные ячейки. После достижения в них выгорания ~ 20% они перегружаются в периферийные ячейки.

5. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов разработаны ТВС ИРТ-4М с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом. Плотность урана в сердечниках твэлов ~3,0 г/см3. ТВС ИРТ-4М были изготовлены ОАО НЗХК.

Проведено научно-техническое сопровождение ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ 4-х ТВС ИРТ-4М (двух 8-ми трубных и двух 6-ти трубных) с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом и определены их параметры в течение 15 месяцев испытаний.

Достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих ТВС:

  • в 6-ти трубных ТВС: №6 – 61,4%, №7 – 60%;
  • в 8-ми трубных ТВС: №4 – 66,5%, №5 – 60,5%

при максимальном выгорании топлива 92,6% и 92,1%.

Расчётные максимальные тепловые потоки на поверхности твэлов, достигавшиеся в процессе испытаний, - более 600 кВт/м2, максимальные температуры оболочек твэлов – 84С. Все ТВС ИРТ-4М с UO2 c низкообогащенном топливом сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными.

ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии, Болгарии и Северной Кореи, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

25

6. Выполнены оптимизационные нейтронные расчёты ТВС ИРТ-У для выбора параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом.

Показано, что при использовании в реакторе ВВР-СМ ТВС ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с ТВС ИРТ-3М с топливом 36%-го обогащения.

7. Определены основные параметры испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе МИР.М1.

7.1. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-3М с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1 должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·- 3200 Вт/см3;
  • максимальный тепловой поток с наружной поверхности твэла - ~870 кВт/м2;
  • максимальная температура поверхности твэла (при температуре воды на входе в ТВС 45С) - 95С;
  • скорость воды в зазорах около твэла с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.

7.2. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1 должны быть обеспечены:

  • максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла·- 3250 Вт/см3;
  • температура воды на входе в ТВС – 45 С;
  • скорости воды в зазорах около твэла с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в ТВС ИРТ-У при перепаде давления на активной зоне ВВР-СМ, равным 4 м вод. ст.

В настоящее время 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.

Основное содержание диссертации изложено в следующих работах:

  1. Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Современное состояние и перспективы использования реактора ИР-8 РНЦ «КИ». Труды Международной научно-техническая конференция «Исследовательские реакторы в XXI веке». Москва, 20 – 22 июня 2006 г.
  2. Насонов В.А. Создание расчетных методов обоснования нейтронно-физических параметров ИР с ТВС типа ИРТ-M.- ВАНТ. Сер.: Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 23. Реакторные установки с ВВЭР, 2008.
  3. Ryazantsev E.P., Egorenkov P.M., Nasonov V.A. et al. MLR REACTOR. 2-nd International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM’ 98).March 29 to 31, 1998. Bruges, Belgium. p. 151-155.
  4. Рязанцев Е.П., Егоренков П.М., Насонов В.А. и др. Реактор МПР. Международная научно-техническая конференция “ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ: НАУКА И ВЫСОКИЕ ТЕХНОЛОГИИ (г. Димитровград,, 25-29 июня 2001 г.) ”. Сборник докладов. Том 2, часть 4 “ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ РЕАКТОРЫ – Настоящее и будущее (физика и техника исследовательских реакторов)”. Ядерное общество России, ГНЦ РФ НИИАР, Димитровград – 2002, cтр. 102 - 118.
  5. Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В., Насонов В.А., Митина Г.Б. Использование топлива с обогащением 21% в исследовательских реакторах и параметры реакторов ИРТ и МР с таким топливом. – В сб.: Труды совещания специалистов по обмену опытом реконструкции ИР в странах-членах СЭВ. Москва, 1982. М.: ГКАЭ, 1984, стр.317 -330.
  6. Архангельский Н.В., Насонов В.А. УРАН-АМ – программа нейтронного расчета цилиндрической ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выгорания. Препринт ИАЭ- 3861/5, М., 1983.
  7. Насонов В.А. Точность расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора с ТВС типа ИРТ-М. В сб. “Физика и техника реакторов”. Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург,1996, с. 70-98.
  8. Насонов В.А., Рязанцев Е.П., Егоренков П.М. и др. Расчетное определение скоростей деления в UMo и толщины слоев образующися продуктов взаимодействия UMo и Al-( UMo)Alx при испытаниях экспериментальных ТВС ИРТ-3М и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ (Ташкент). Препринт ИАЭ- 6385/4, М., 2005.
26
  1. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Программа ТDD-С/4 трёхмерного нейтронного расчёта реактора с ТВС типа ИРТ-М в двухгрупповом диффузионном приближении. Препринт ИАЭ-4337/5, М., 1986. – 33 с.
  2. Насонов В.А., Егоренков П.М., Герстле А.Д. и др. Расчетный анализ формирования активной зоны реактора ИР-8 с экспериментальными каналами. Препринт ИАЭ-6338/4, М., 2004. – 36 с.
  3. Насонов В.А., Ципулин В.Н., Карпухин А.А., Митрофанов В.Н. Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из ТВС типа ИРТ-2М с ураном 36%-ного обогащения. Препринт ИАЭ-5259/4, М., 1990.-17 с.
  4. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДД-С/4.- ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов,1987, Вып.8, с.52-53.
  5. Egorenkov P.M., Nasonov V.A. (RRC “KI”, Moscow), Deen J.R., Hanan N.A., Matos J.E. (ANL, USA). Neutronic safety and transient analyses for potential LEU conversion of the IR-8 research reactor. Transactions at the 1999 International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 4-8, 1999. Budap., Hungary
  6. Рязанцев Е.П. Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Расчетный анализ начальной загрузки активной зоны реактора IRT-1 (Ливия) из 16 ТВС ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным 235U до 19,7%. Препринт ИАЭ- 6382/4, М., 2005.
  7. Egorenkov P.M., Nasonov V.A. (RRC “KI”, Moscow), Deen J.R., Hanan N.A., Matos J.E. (ANL, USA). A neutronic feasibility study for LEU conversion of the IR-8 research reactor. Transactions of the 21-th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 18-23, 1998. Sao Paulo, Brazil. p. 157-168
  8. Ryazantsev E.P., Egorenkov P.M., Nasonov V.A. et al. The WWR-CM reactor conversion to use of the IRT-3M type FA with 36% enriched uranium. Report IAEA-SM-360-46P. Transactions of the International Symposium on Research Reactor Utilisation, Safety and Management. September 6-10, 1999. Lisbon, Portugal. p. 189-190.
  9. E.P.Ryazantsev, P.M.Egorenkov, V.A.Nassonov, et al. Testing of the IRT-4M type FA with LEU UO2-Al fuel in the WWR-CM reactor. Transactions of 23rd International Meeting on RERTR. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada, USA.
  10. A.Vatulin, Y Stetsky, I.Dobrikova, E.Ryazantsev, P.Egorenkov, V.Nasonov. Preparation for in-pile tests of a LEU new type fuel element. Transactions of the 4th International Meeting on RRFM. March 19-21, 2000. Colmar, France.
  11. Chernyshov V.M., Ryazantsev, E.P. Egorenkov, P.M. Nassonov et al. Results of IRT-4M type FA's testing in the WWR-CM reactor (Tashkent). Transactions of 24th International Meeting on RERTR. 3-8 Nov 2002, San Carlos de Bariloche, Argentina.
  12. Arinkin F., Gizatulin Sh., Zhotabaev Zh., Kadyrzhanov K., Koltochnik S., Nasonov V., Chakrov P., Chekushina L. Feasibility study of the VVR-K reactor conversion to low-enriched fuel. Transactions of 10th International Topical Meeting on RRFM. March 30 April - 3 May 2006, Sofia, Bulgaria.
  13. Рязанцев Е.П., Насонов В.А., Герстле А.Д., Карпухин А.А. Расчетное определение плотностей потоков нейтронов в реакторе ИР-8 с целью выбора дополнительных ячеек для облучения материалов. Препринт ИАЭ- 6418/4, М., 2006.
27


Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 ||
 

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.