Добавил:
okley
Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз:
Предмет:
Файл:Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс) / 83_Сборник статей по проекту ВВЭР СКД
.pdf
В тепловом реакторе ВВЭР СКД есть свои отличительные особенности. Во-
первых, необходимо создать тепловой спектр нейтронов в водно-топливной среде с из-
меняющейся плотностью воды, во-вторых, обеспечить малое влияние изменения плот-
ности воды на основные нейтронно-физические характеристики и, в-третьих, выпол-
нить принцип самозащищенности установки. Эти условия выполняются, если приме-
нять так называемые «водяные» элементы или в ТВС устанавливать элементы с твер-
дым замедлителем – гидридом циркония [8, 19]. По замедляющей способности вода и
гидрид циркония близки. Расчеты подтвердили оптимальность предложений по конст-
рукции «водяных» элементов, описанных в работе [8]. В настоящее время разрабатыва-
ется конструкция ТВС с «водяными» элементами и проводятся уточняющие нейтрон-
но-физические расчеты характеристик активной зоны теплового одноконтурного ВВЭР
СКД. Наличие «водяных» элементов со слабо изменяющейся плотностью воды позво-
ляет уменьшить изменение реактивности реактора в пусковых режимах и повысить ус-
тойчивость режимов установки. Более детально характеристики активной зоны ВВЭР
СКД с тепловым спектром изложены в отдельном докладе специалистов РНЦ «Курча-
товский институт» и ОКБ «Гидропресс» на конференции.
1
2
3
Ри -с. 3. Схема охлаждения корпуса и двухходового дви
жения теплоносителя в активной зоне [6]:
1 – корпус, 2 – активная зона, 3 – теплоизолированный
выходной трубопровод
Физические характеристики быстрорезонансного реактора изложены в работах
[6, 10] и в отдельном докладе на конференции. Показана возможность достижения при-
емлемой длительности кампании и реализации условий самозащищенности реактора.
Выполнен анализ водно-химического режима (ВХР) котлотурбинных установок
СКД. Проверенные многолетней практикой нормативы по ВХР рекомендуется исполь-
зовать при проектировании ВВЭР СКД [15-18].
Двухконтурные установки
В 90-е годы разработан ВВЭР СКД-И (см. данные в таблице 1). Это установка ин-
тегрального типа со встроенным парогенератором. Охлаждение активной зоны осуще-
ствляется в режиме естественной циркуляции (тепловая мощность до 1250 МВт). Пред-
лагается в ближайшее время уточнить предельную мощность установки, снимаемую в
режиме естественной циркуляции. Исследования будут проведены при более высоком
давлении теплоносителя 24-24,5 МПа (вместо ранее использованного Р=23 МПа), что
позволит повысить устойчивость работы реактора. Отличительной особенностью дан-
ного проекта является возможность изменения спектра в процессе кампании и дости-
жение предельного выгорания при сравнительно высоком КВ для теплового реактора
(0,75 – равновесное состояние и 0,6 – в конце кампании). Эта возможность реализуется
путем изменения температуры на входе в реактор. Для увеличения длительности кам-
пании принято решение о плавном повышении плотности теплоносителя без измене-
ния электрической мощности АЭС. Плотность теплоносителя на входе в активную зону
изменяется в течение кампании путем регулирования температуры на входе в реактор
24
(см. таблицу 1). Данный реактор может быть основой для серии реакторов малой и
средней мощности.
Таким образом, исходя из задач, стоящих перед ядерной энергетикой в 21 веке,
проектируется ряд установок ВВЭР СКД.
5. ПРОГРАММА НИОКР ДЛЯ ВЫПОЛНЕНИЯ ПРОЕКТНЫХ РАБОТ
Вопросы, требующие дополнительного изучения:
− выбор материалов и экспериментальное подтверждение их работоспособности в
условиях ВВЭР СКД;
− исследование процессов теплообмена в пучках твэлов;
− разработка методов интенсификации, с целью исключения локальной области
ухудшенного теплообмена;
− уточнение корреляций для расчета коэффициентов теплообмена и гидравлического
сопротивления;
− вопросы теплогидравлической устойчивости и др.;
− изучение процессов коррозии материалов и переноса продуктов коррозии в конту-
ре;
− определение водно-химического режима;
− сооружение реакторной петли для испытания материалов, твэлов, изучения процес-
сов переноса радионуклидов и продуктов коррозии;
− пусковые режимы;
− разработка и верификация программных средств (кодов).
Перечисленные вопросы не являются новыми для ядерной или общепромышлен-
ной энергетики. Так, вопросы коррозии и переноса примесей, создания материалов и
подбора ВХР для общепромышленных установок СКД важны и решены, в основном, в
60-80-х годах прошлого века [15-18, 20, 21] . Имеется опыт успешной эксплуатации од-
ноконтурных реакторных установок (БАЭС, блоки № 1 и 2, РБМК, ВК-50). Вместе с
тем, необходимо рассмотрение этих вопросов применительно к рассматриваемым уста-
новкам ВВЭР СКД и необходимы стендовые и реакторные испытания (особенно в час-
ти переноса примесей в теплоносителе и отложений на поверхностях оборудования и
трубопроводов [7]). Многими специалистами поддерживается вопрос о создании уста-
новки – прототипа малой мощности (за рубежом рассматривается вариант с мощностью
150 МВт). Основное назначение этой установки – отработка технологии и приобрете-
ние опыта эксплуатации [7, 8].
Решение рассмотренных вопросов невозможно без стендовых и реакторных экспе-
риментов. Окончательный выбор одноконтурного или двухконтурного ВВЭР СКД мо-
жет быть сделан после специальных экспериментов на реакторных петлях или реакторе
небольшой мощности. Для проведения экспериментов необходимо дооснащение стен-
довой и реакторной базы ГНЦ РФ-ФЭИ и НИИАР [22, 23].
ЗАКЛЮЧЕНИЕ
1. ВВЭР СКД с тепловым и быстрорезонансным спектрами рассматриваются как рос-
сийский вариант установок 4-го поколения на основе единой технологической базы
для их создания и с одинаковыми требованиями по безопасности.
Перспективность реализации ВВЭР СКД заключается:
− в дальнейшем совершенствовании действующих реакторов ВВЭР (создание
ВВЭР СКД с тепловым спектром нейтронов и высоким КПД),
25
− в комплексном решении задач ядерной энергетики 21 века с замкнутым топ-
ливным циклом путем применения наряду с тепловым ВВЭР СКД и ВВЭР СКД
с быстрорезонансным спектром нейтронов.
2. Переход на сверхкритические параметры воды (давление 25 МПа, температура 500-
540°С и выше), а также использование одноконтурной прямоточной схемы без па-
рогенераторов дает ряд важных преимуществ:
− повышение КПД от достигнутого на действующих АЭС уровня ~33% до 45%;
− сокращение расходов урана в случае реализации концепции быстрого реактора,
позволяющего получить коэффициент воспроизводства около 1,0;
− сокращение объемов строительства и монтажа;
− повышенная безопасность (отсутствует такое явление как критический тепло-
вой поток, который в ВВЭР в аварийных режимах может привести к перегреву
и повреждению части твэлов);
− меньший, чем в ВВЭР-1000 (в 8-10 раз) расход теплоносителя через активную
зону, что позволяет сократить диаметры основных трубопроводов и мощности
насосов;
− сокращение металлоемкости собственно ядерно-энергетической части АЭС за
счет исключения парогенераторов и др. оборудования второго контура;
− сокращение тепловых сбросов в окружающую среду.
Расчетные исследования и многолетний опыт эксплуатации установок СКД в про-
мышленной теплоэнергетике позволяют сделать вывод о целесообразности активиза-
ции работ по направлению создания ВВЭР СКД: проектных разработок и НИОКР для
обоснования конкретных технических решений по проектам ВВЭР СКД.
3. Российскими предприятиями выполнены проработки корпусных и канальных СКД,
аналогичные разрабатываемым за рубежом. Имеются и уникальные проработки как
ВВЭР СКД-И (двухконтурный, с естественной циркуляцией теплоносителя и с ре-
гулированием спектра нейтронов в течение кампании). В настоящее время продол-
жаются расчетные исследования в ограниченном объеме и уточняются конструк-
ция и характеристики реакторов. Видна необходимость проработки конструкций
реакторов для решения задач ядерной энергетики в 21 веке и проведения экспери-
ментальных обосновывающих проекты исследований с использований теплогид-
равлических стендов (ФЭИ) и исследовательских реакторов (НИИАР).
4. Стендовая база в России (внереакторные и реакторные петли), многолетний опыт
проектирования и исследований, предложения по новым разработкам являются ос-
новой для создания реакторов ВВЭР СКД и для международного сотрудничества
по данному направлению. Целый ряд вопросов может быть решен при успешном
международном сотрудничестве.
Список литературы
1. Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине 21 века // М.:
ФГУП «ЦНИИатоминформ». 2001. С. 64.
2. Кириллов П.Л. Сверхкритические параметры − будущее реакторов с водным теп-
лоносителем и АЭС // Обзор. Атомная техника за рубежом. 2001. № 6. С. 3-8.
3. Алещенков П.И. и др. Энергетические блоки с ядерными реакторами на докритиче-
ские и сверхкритические параметры // В сборнике: Опыт эксплуатации АЭС и пути
развития атомной энергетики. − Обнинск: ФЭИ. 1974. С. 99-100.
4. Баранаев Ю.Д., Кириллов П.Л., Поплавский В.М., Шарапов В.Н. Ядерные реакторы
на воде сверхкритического давления // Атомная энергия. 2004. Т. 94. В. 5. С. 374-
380.
26
5. Долгов В.В. Энергоблоки на основе ВВЭР с закритическими параметрами теплоно-
сителя // Атомная энергия. 2002. Т. 92. В. 4. С. 277-280.
6. Глебов А.П., Клушин А.В. Реактор с быстро-резонансным спектром нейтронов, ох-
лаждаемый водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения
теплоносителя // Атомная энергия. 2006. Т. 100. В. 5. С. 349-355, также доклад на
конференции «ТЕПЛОФИЗИКА –2005».
7. Драгунов Ю.Г. и др. Водоохлаждаемые реакторы со сверхкритическим параметра-
ми – перспективные реакторы 4-го поколения, тезисы доклада на «Научной сессии
МИФИ-2000» // М.: Сб. научных трудов. Т. 8. 2007. С. 34-35.
8. D. Squarer (FZK, Karlsruhe, Germany), D. Bittermann (Framatome ANP, Erlangen,
Germany), Y. Oka (U. of Tokyo, Tokyo, Japan) et al High performance light water reac-
tor (HPLWR), contract N° FIKI-CT-2000-00033, summary report of the HPLWR pro-
ject, (HPLWR Deliverable D 13).
9. Duffey R. Supercritical Water-Cooled Pressure Channel Nuclear Reactors: Review and
Status. GLOBAL. 2005. N 020.
10. Габараев Б.А., Ганев И.Х., Давыдов В.К., Кузнецов Ю.Н. и др. Корпусной и ка-
нальный быстрые реакторы с охлаждением кипящей водой или водой со сверхкри-
тическим параметрами // Атомная энергия. 2003. Т. 95. В. 4. С. 243-247.
11. Аминов Р.З. и др. АЭС с ВВЭР: режимы, характеристики, эффективность // М.: ЭАИ.
1990. 264 С.
12. Oka Y., Koshizuka S. Design concept of once-through cycle supercritical pressure light
water cooled reactors // Proc. of the 1st Int. Symp. on Supercritical Water-Cooled Reac-
tors. 6-9 November 2000. Tokyo. Japan. Report 101. Р. 1-22.
13. Kuznetsov Yu. Three purpose channel uranium-water fast neutron reactor with supercriti-
cal water direct flow to solve the problems of weapon plutonium management, isotope
production and high efficiency power generation // Proc. of 11th Int. Conf. on Nuclear
Engineering. ICONE-11. 2003. Tokyo. Japan. Paper 36021.
14. Pioro I. The future of nuclear: SCWR GEN-IV. High performance channels. ICONE 11-
36222. 2003.
15. Тепловые и атомные электрические станции // Спр.. ЭАИ. М.: 1989 г.
16. Акользин П.А. и др. Водный режим паротурбинных блоков сверхкритических па-
раметров // М.. Энергия. 1972.
17. Глебов В.П. и др. Внутритрубные образования в паровых котлах сверхкритическо-
го давления // ЭАИ. М.: 1983.
18. Химические очистки теплоэнергетического оборудования // Под ред. Маргуло-
вой Т.Х.. М.: Энергия. 1969.
19. Study of solid moderators for the thermal-spectrum SCWCR. ICONE 11-36571. April.
2003.
20. Филиппов Г.А., Антикайн П.А. Применение существующих конструкционных
материалов для изготовления внутрикорпусных устройств и тепловыделяющих
сборок легководных реакторов на сверхкритические параметры пара.
Теплоэнергетика. №8. 2005. С.2-8.
21. Антикайн П.А. Металлы и расчет на прочность котлов и трубопроводов. // М.: ЭАИ.
1990. С. 368.
22. Кириллов П.Л. и др. Исследование теплообмена при сверхкритических давлениях
воды в трубах и пучках стержней // Препринт ФЭИ-3051. Обнинск. 2005. С. 53.
23. Голованов В.Н, Ефимов В.Н, Клинов А.В., Махин В.М. Исследовательские реакто-
ры ГНЦ РФ НИИАР: основные результаты эксплуатации и применения, предложе-
ния по использованию для развития ядерных технологий 21 века // Доклад на меж-
дународной научно-технической конференции «Исследовательские реакторы в
21 веке». НИКИЭТ. М. 2006.
27
РЕАКТОРЫ, ОХЛАЖДАЕМЫЕ ВОДОЙ СВЕРХКРИТИЧЕСКОГО
ДАВЛЕНИЯ ПРИ ДВУХХОДОВОЙ СХЕМЕ ДВИЖЕНИЯ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов
ФГУП "ГНЦ РФ ФЭИ" имени А.И. Лейпунского, Обнинск
В.М. Махин, С.Н. Кобелев, С.В. Семиглазов, В.В. Вьялицин
ФГУП ОКБ "Гидропресс", Подольск, Россия
ВВЕДЕНИЕ
Водоохлаждаемые реакторы при СКД теплоносителя, разрабатываемые по про-
грамме GEN IV, отнесены к перспективным реакторам, внедрение которых предполага-
ется ~ 2030 г.
Международным сообществом разрабатывается концепция SCWR (Super Critical
Water Reactor) реакторов с тепловым и быстрым спектрами нейтронов [1, 2]. При этом,
как ближайшая задача – замена LWR, разрабатывается реактор с тепловым спектром
нейтронов и на втором плане, при тесной решетке твэл, реактор с быстрым спектром
SCFR (Super Critical Fast Reactor).
В России указанная концепция принимает название ”ВВЭР-СКД” [3, 4] в соответ-
ствии с которой разрабатываются корпусные водоохлаждаемые реакторы с СКД с теп-
ловым и быстрым спектрами нейтронов.
В разрабатываемых проектах реакторов на СКД теплоносителя приняты одноходо-
вые схемы охлаждения, в соответствии с которыми весь подогрев теплоносителя про-
исходит при его движении в активной зоне снизу вверх. Поскольку величина этого по-
догрева велика 230-250°С, то даже небольшие неравномерности в распределении энер-
говыделения по твэлам приводят к большим различиям в выходной температуре тепло-
носителя и в температуре оболочек твэл.
В реакторе с быстрым спектром нейтронов плотность теплоносителя изменяется по
высоте в ~ 10 раз и спектр нейтронов – от теплового до быстрого. В этом случае требу-
ется использование сложной схемы профилирования обогащения топлива по объему
активной зоны и введение бланкета для получения отрицательного пустотного эффекта
реактивности. Для уменьшения указанных проблем предлагается использовать двуххо-
довую схему охлаждения [5].
В докладе представлены результаты расчетных исследований и конструкторских
проработок по использованию двухходовых схем циркуляции теплоносителя примени-
тельно к реакторам с СКД с быстрым и тепловым спектрами нейтронов.
Для реактора с быстрым (или быстро-резонансным) спектром нейтронов проведен
сравнительный анализ по использованию двухходовой схемы охлаждения примени-
тельно к проекту одноконтурной реакторной установки ВВЭР-СКД с одноходовой схе-
мой, которая по многим характеристикам: параметры реакторной установки, конструк-
ция твэлов, ТВС, топливная композиция, материалы, близка к японскому проекту
SCFR.
В реакторе с тепловым (или эпитепловым) спектром нейтронов максимально ис-
пользуются конструкции и технологии, отработанные в ректорах ВВЭР, при сущест-
венном упрощении схемы установки (одноконтурная) и повышении КПД до ~ 42 %.
28
1. РЕАКТОР С БЫСТРО-РЕЗОНАНСНЫМ СПЕКТРОМ НЕЙТРОНОВ
1.1. Схема охлаждения реактора
Предлагается использовать следующую схему охлаждения реактора, в соответст-
вии с которой активная зона разделена по радиусу на центральную и периферийную
зоны с примерно одинаковым числом ТВС (рис. 1).
Периферийная зона охлаждается при движении теплоносителя сверху вниз. Внизу
активной зоны в камере смешения потоки теплоносителя из периферийных ТВС объе-
диняются и поступают на вход в центральную, которая охлаждается при движении теп-
лоносителя снизу вверх. Питательная вода охлаждает весь корпус реактора, подвод и
отвод теплоносителя осуществляются по патрубкам типа ”труба в трубе”. Возможно и
раздельное исполнение патрубков. По предлагаемой схеме теплоизолировать нужно
только ”горячий” бокс для сбора пара перед выходом его из реактора, активная зона
может быть доступна для перегрузок топлива.
Вода сверхкритического давления при нагреве не имеет фазовых переходов. Одна-
ко можно выделить псевдо-критическую точку при 385°С, около которой при измене-
нии температуры воды на 15°С ее плотность изменяется в 2,5 раза. Потоки теплоноси-
теля в опускном и подъемном участках предлагается разделить при ~ 395°С. В опуск-
ном участке теплоноситель будет нагреваться на 115°С, плотность изменяться в
3,5 раза. В подъемном участке подогрев теплоносителя составит 135°С, плотность из-
менится в 2,2 раза. Таким образом, спектр нейтронов по высоте изменяется незначи-
тельно, а будет изменяться по радиусу, и в этом случае не потребуется сложного про-
филирования обогащения топлива для выравнивания энерговыделения по объему ак-
тивной зоны. Все конструкции ТВС будут работать при вдвое меньшем перепаде тем-
пературы.
Рис. 1. Схема охлаждения реактора
29
При делении активной зоны на два участка проходное сечение для теплоносителя
уменьшается в 2 раза и в 2 раза увеличивается скорость теплоносителя, которая стано-
вится равной 1,6 м/с на входе в периферийную зону и ~ 15 м/с на выходе из активной
зоны.
В связи с уменьшением расхода теплоносителя (примерно в 10 раз по сравнению с
ВВЭР) его скорость получается небольшая, затраты на перекачку несущественные (по-
тери на трение составят ~ 0,8 МПа, затраты на перекачку ~ 2500 кВт). При увеличении
скорости теплоносителя в 2 раза повысится коэффициент теплоотдачи (в 1,7 раза), что
приведет к снижению температуры оболочки твэла и улучшению его работоспособно-
сти.
1.2. Топливный цикл
Основные технические характеристики реактора следующие:
Мощность, МВт:
электрическая...................................................................... 1700
тепловая............................................................................... 3830
Теплоноситель:
давление, МПа.................................................................... 25
температура на входе/выходе, °С..................................... 280/530
Высота/эквивалентный диаметр активной зоны,........................ 3,76/3,37
Число ТВС в активной зоне.......................................................... 241
Топливная композиция представляет собой смесь отработавшего ядерного топлива
ВВЭР и оружейного плутония. Такая топливная загрузка существенно уменьшает тре-
буемое количество оружейного плутония по сравнению с вариантом с обедненным
ураном. Кроме того, не накапливаются дополнительные объемы отработавшего топли-
ва.
При эффективной плотности смеси оксидов урана и плутония 9,3 г/см
3
плотность
оксида оружейного плутония составляет 0,7 г/см
3
и одинаковая во всех ТВС.
В расчетной модели (рис. 2, 3) центральная и периферийная зоны по высоте разби-
вались на четыре подзоны с изменением средних параметров теплоносителя, темпера-
туры топлива и оболочки твэла, полученных из предварительных расчетов (таблица 1).
Рис. 2. Картограмма активной зоны
30
Рис. 3. Поперечное сечение ТВС:
1 – чехол толщиной 2,25 мм; 2 – центральная труба размером Ø10,7×1 мм;
3 – 18 направляющих каналов под ПЭЛ размером Ø10,7×0,55 мм;
4 – 252 твэла, оболочка размером Ø10,7×0,55 мм, шаг 12 мм.
Конструкционный материал всех элементов – никелевый сплав
Таблица 1
Изменение теплогидравлических параметров в расчетной модели ТВС по высоте
активной зоны
Температура, °С
Расстояние от
низа активной
зоны, см
Плотность тепло-
носителя, г/см
3
Теплоносителя Оболочки Топлива
Периферийная зона
68
80
120
108
0,3
0,45
0,68
0,76
388
370
340
290
405
385
352
300
990
860
720
600
Центральная зона
68
80
120
108
0,2
0,15
0,12
0,095
403
420
450
513
430
465
530
575
1000
1050
1100
1080
Нейтронно-физические расчеты реактора проводились с помощью программного
комплекса WIMS-ACADEM, разработанного для трехмерной гексагональной геомет-
рии, в пяти групповом приближении. Были выделены три группы быстрых и по одной
группе резонансных и тепловых нейтронов. Нижние энергетические границы групп
1,35, 0,111 МэВ, 9,12 кэВ, 4 эВ, 0. Групповые константы для каждой подзоны реактора
рассчитывали в зависимости от глубины выгорания по модифицированной программе
WIMS-4D. Выбран 5-ти кратный топливный цикл с перегрузками ТВС один раз в тече-
ние календарного года как в пределах центральной или периферийной зон, так и между
зонами. Результаты расчета топливного цикла в сравнении с ВВЭР-СКД [4] с однохо-
довой схемой охлаждения и бланкетом из обедненного урана приведены в таблице 3.
Получены 21-групповые спектры нейтронов для верхней и нижней подзон в центре
центральной (рис. 4, а) и средней области периферийной (рис. 4, б) зон. Для выделен-
ных трех энергетических областей: 10 МэВ ≥ Е ≥ 0,1 МэВ – быстрые нейтроны;
31
0,1 МэВ > Е > 1,01 эВ – резонансные и Е ≤ 1,01 эВ – тепловые получены относительные
величины групповых потоков нейтронов (рис. 4, а, б) и нейтронов деления
(ε
дел
= ν
f
, Σ
f
, φ) (рис. 5) в долях от общего их значения для входного и выходного участ-
ков активной зоны.
Из приведенных результатов расчетов (рис. 4, 5) видно, что:
− спектры нейтронов не сильно изменяются по высоте активной зоны;
− 60 %делений происходит на нейтронах промежуточной энергии, 30 % делений –
быстрых, 10 % – тепловых нейтронах.
1.3. Эффективность органов СУЗ, коэффициенты реактивности и воспроиз-
водства
Для оценки эффективности органов СУЗ рассмотрены следующие состояния реак-
тора:
• работа на номинальной мощности N = N
ном
;
• работа на минимально контролируемом уровне, при котором вся активная зона
заполнена питательной водой с температурой 280°С, давлением 25 МПа;
• обезвоживание, при котором в активной зоне, а также в отражателях, есть толь-
ко пар плотностью 0,09 г/см
3
;
• залив всего реактора холодной водой при температуре 20°С и давлении
10
-5
МПа.
Для указанных расчетных состояний получены величины начального запаса реак-
тивности, требуемое количество ТВС СУЗ для его компенсации и вывода реактора в
подкритическое состояние с К
эфф.
= 0,98 (таблица 2).
Из данных таблицы 2 следует, что при заливе холодной водой требуется разместить
ТВС СУЗ в 216 ячейках из общего числа 241 ТВС (кроме 25 ТВС периферийного ряда).
Для установившегося режима стационарных перегрузок проведены расчеты обезвожи-
вания реактора на начало и конец кампании, коэффициентов реактивности ∂ρ/∂х, где х
соответственно, плотность, температура теплоносителя (с учетом изменения плотно-
сти), температура топлива и процентное содержание пара (таблица 3).
Таблица 2
Надкритичность и требуемое число органов СУЗ для ее компенсации
Состояние ΔК, % N
ТВС СУЗ
N
ном
1,26 12
Минимально контролируемый уровень 7,265 120
Обезвоживание –2,26 –
Холодный 13,679 216
Коэффициент воспроизводства (КВ), определяемый как отношение суммарного ко-
личества делящихся ядер (U
5
+ Pu
9
+ Pu
41
) в выгружаемом и в свежем топливе, состав-
ляет 1,013 в центральной, 0,853 в периферийной зонах и средний по реактору 0,933.
На основании результатов расчетов можно сделать вывод о том, что при предла-
гаемой схеме охлаждения реактора уменьшается утечка нейтронов из активной зоны,
спектр нейтронов в реакторе быстро-резонансный, что совместно с использованием то-
пливной композиции (отработавшее ядерное топливо + оружейный Pu) приводит к су-
щественно меньшему обогощению топлива и отрицательному пустотному коэффици-
енту реактивности.
32
Рис. 4. Доля группового потока нейтронов в центре (а) и в периферийной зоне (б):
– – верх, – низ
0,530 0,531
0,454
0,264
0,205
0,0145
0,50
0,25
ε
дел
Тепловые Резонансные Быстрые
нейтроны нейтроны нейтроны
Рис. 5. Относительный вклад (ε
дел
)
нейтронов различных энергетических групп
в суммарное количество делений на входном (■) и выходном (□) участках активной зоны
для реактора с быстро-резонансным спектром нейтронов с СКД
33
Соседние файлы в папке Курсовой проект 5 кафедра (спецы 4 курс)