НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ПАРАМЕТРЫ УГР С СЕКТОРОМ, НЕ ЗАГРУЖЕННОГО ТОПЛИВОМ

Артельный Юрий Александрович

Томский Политехнический Университет, г.Томск, Россия

Расчёт параметров цилиндрического ядерного реактора (ЯР) с сектором (четвёртая часть активной зоны – зона “X”; см. Рис.1.) не загруженным топливом, с боковым и торцевыми отражателями производился с помощью специализированных программ HEM, WIMS (предназначены для нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов а так же определения эксплуатационных параметров ядерно-энергетических установок).

Рисунок №1.

Расчёт производился для промышленного уран-графитового реактора канального типа с блочковыми твэлами, где в качестве топлива использовалась двуокись урана диспергированная в алюминиевой матрице. Обогащение по – Y%. В качестве поглощающего материала стержней СУЗ использовался карбид бора.

Расчёт производился для ЯР цилиндрической формы с геометрическим параметром B, и расчётной мощностью . Время кампании регламентировано.

Расчёт включает в себя следующие основные блоки:

Выбор материалов ячейки. Разбивка на расчётные зоны. Расчёт группового спектра в каждой из зон, типичной для ячейки: топливо, оболочка, теплоноситель, замедлитель. Свёртка сечений (двух групповое приближение). Расчёт распределения нейтронов по ячейке. Учёт утечек (диффузионное приближение).

Расчёт проводится аналогично расчёту ячейки РК.

Коэффициентом критичности ЯЭУ служит эффективный коэффициент размножения Кэфф. Наиболее эффективная работа реактора достигается при Кэфф=1. Необходимо заметить, что Кэфф зависит не только от обогащения и загрузки топлива, но и от состава и формы АЗ, стержней СУЗ, отравления и т.д.

Загрузка производится путём размещения твэлов в АЗ во всех рабочих ТК (по всей высоте), исключая загрузку в зоне “X”.

Выравнивание поля нейтронного потока осуществляется стержнями автоматического и ручного регулирования системы СУЗ, путём перемещения их в определённом месте АЗ на определённую глубину.

Остановка осуществляется путём погружения всех стержней (рабочих и аварийных) на максимальную глубину.

По итогам работы можно сделать следующие основные выводы:

  1. Расчитано, что ЯЭУ при эксплуатации с загрузкой топлива на 3/4 АЗ выдаёт мощность .
  2. Установлено, что управление ЯЭУ производится только в ручном режиме, из-за перекоса поля нейтронного потока (несимметричность геометрии АЗ).
  3. Путём перемещения стержней СУЗ в ограниченном объёме, установлено, что минимальный коэффициент неравномерности при составляет . Следствием являются ксеноновые колебания (к аналогичному результату приводит изменение мощности), что сильно усложняет работу управляющего персонала.
  4. Вычислено, что при поддержании на минимальном уровне, и при соблюдении кампании реактора, выброс радиоактивных нуклидов в теплоноситель (в результате разгерметизации твэлов) не превышает предельно допустимых концентраций (ПДК).
  5. Определено, что зонное профилирование топливом как по радиусу так и по высоте АЗ не имеет смысла в связи с периодическими колебаниями нейтронного потока.
  6. Расчитано, что при остановке реактора (аварийной или штатной) реактивность имеет отрицательное значение.

Таким образом расчёт показал, что при заданных параметрах рассматриваемый ядерный реактор работает в вышеуказанных эксплуатационных ситуациях, но при этом большая роль должна быть отведена уровню подготовки инженеров управления, в соответствии с требованиями Госатомнадзора Российской Федерации и МАГАТЭ.

e-mail: asf@asf.e-burg.ru