3.2.1.2. Нейтроно-физические характеристики реактора

Нейтронно-физические характеристики реактора определяются его физической схемой, основанной на использовании ТВС типа ИРТ-ЗМ с малой длиной миграции нейтронов и бериллиевого отражателя.

В активной зоне, в отражателе, в рабочих органах СУЗ, а так­же в других узлах реактора использованы материалы, достаточно апробированные в исследовательском реакторостроении с хорошо изу­ченными свойствами, в том числе при работе в условиях излучения:

металлокерамика, металлический бериллий, нержавеющая сталь, спла­вы алюминия.

Некоторые нейтронно-физические характеристики активной зоны представлены в таблице 4 . Активная зона реактора, как видно из таблицы 4, обладает достаточно высокими размножающими свойствами (К_  1,75), что предопределяет возможность получения высоких нейтронно-физических параметров в экспериментальных объемах.

Критическая загрузка реактора приведена на рис. 15. Мини­мальная критическая масса - 3,01 кг, запас реактивности ~ 0,14%  к/к (в 4-х центральных бериллиевых блоках установлены экспери­ментальные каналы).

Рабочей загрузкой на первом этапе эксплуатации реактора (начальной) является компоновка из 14 ТВС (рис. 16), обладающая необходимым для получения достаточных выгораний топлива запасом реактивности и обеспечивающая получение высокой плотности нейт­ронных потоков в экспериментальных устройствах реактора (табли­ца 5).

Таблица 4.

Физические параметры активной зоны (для "свежей" и неотравленной загрузки при температуре 20°С)

Параметр	Значение
	Ячейка с вось-митрубной ТВС	Ячейка с шести-трубной ТВС
Содержание U235	300	264
Удельная загрузка U235,г/л	101,2	89,0
Содержание воды, %	62,5	54,8 *)
Отношение ядерных концентраций водо­рода и урана-235	161	160 *)
Коэффициент размножения бесконечной решетки, К	1.76	1.74
Макроскопическое сечение поглощения а, см-1:
- тепловых нейтронов	0,12059	0,10589
- быстрых нейтронов	0,004035	0,003643
Макроскопическое сечение деления f, см-1:
- тепловыми нейтронами	0,22099	0,19178
- быстрыми нейтронами	0,005184	0,004606
Макроскопическое сечение перевода, см-1	0,02623	0,02332
Коэффициент диффузии D, см:
-тепловых нейтронов	0,21241	0,24457
- быстрых нейтронов	1,46100	1,50200
Квадрат длины диффузии тепловых нейтронов L2, см2	1,76	2,31
Возраст нейтронов , см2.	48,3	55,7

^*) В центр ТВС установлен канал с вытеснителем.

У СЛОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ К КАРТОГРАММАМ

Рис. 15. Расчетная критическая загрузка реактора

(стержни КС и АР извлечены).

Таблица 5.	Расчетные нейтронно-физические параметры загрузок активной зоны реактора ИРТ-Т со свежими ТВС.	Неравно-мерность энерговы-деления по сечению активной зоны *)			1,97	1,99	*) При погруженных стержнях КС-1 и КС-2 и установленных каналах в 4-х центральных бериллиевых блоках (состав канала: 50% воды и 50% алюминия). **) В месте всплеска плотности тепловых нейтронов.
		Максимальные плотности потоков нейтронов на 1 МВт с мощности *) х10-13, 1/см2.с	В отражателе	Фт (Е<0,625 Мэв)	2,62	1,76
				Фб**) (Е>0,821 Мэв	0,52	0,34
			В активной зоне	Фт (Е<0,625 Мэв)	2,16	1,50
				Фб (Е>0,831 Мэв)	1,68	1,12
		Суммарная эффектив-ность компенси-рующих стержней, %  к/к			10,3	8,8
		Запас реактив-ности %, к/к			7,3	16,3
		Объем активной зоны, л			41,5	59,3
		Количество ТВС в загрузке		6-ти трубных	8	8
				8-ми трубных	6	12
		Вид загрузки			Начальная (рис. 16)	Рабочая (рис. 17)

Компенсация реактивности осуществляется системой поглощающих стержней (рабочих органов СУЗ), размещаемых в шеститрубных ТВС.

Как видно из таблицы 5, в начальной загрузке из 14 "свежих" ТВС суммарная эффективность стержней КС с учетом интерференции составляет ~ 10,3%  к/к и превышает полный запас реактивности ( 7,3% к/к). Подкритичность реактора при взведенных стержнях АР и погруженных стержнях КС будет не менее 3,0% к/к.

Эффективности отдельных стержней СУЗ в рабочих загрузках реактора приведены в таблице б, а эффективности некоторых ТВС и бериллиевых блоков отражателя - в таблице 7.

Переход от начальной загрузки из 14 ТВС к рабочей загрузке из 20 ТВС осуществляется в три этапа.

На первом этапе при достижении выгорания ~ 20% в ТВС, установленных в ячейках 4-3 и 5-3, две "свежие" восьмитрубные ТВС загружаются в ячейки 2-6 и 7-6. При этом увеличение запаса реактивности составит ~ 3,1% к/к_.

На втором этапе две "свежие" восьмитрубные ТВС загружаются в ячейки 2-6 и 7-6 вместо перегружаемых из этих ячеек в ячейки 2-5 и 7-5 ТВС.

На третьем этапе две «свежие» восьмитрубные ТВС загружаются в ячейки 2-6 и 7-6 вместо перегружаемых из этих ячеек в ячейки 2-4 и 7-4 ТВС.

Таблица 6.

Расчетные и экспериментальные эффективности стержней системы

управления и защиты реактора ИРТ-Т

Рабо­чий орган СУЗ	Место установки (ячейка)	Эффективность, % к/к
		Начальная загрузка из 14 «свежих» ТВС (рис.16)	Рабочая загрузка из 20 «свежих» ТВС (рис.17).	Рабочая загрузка из 20 ТВС (рис.18)
				расчет	эксперимент
АЗ-1	6-4	2,0	1,6	1,8 -	-
АЗ-2	3-5	2,0	1,6	1,7 -	-
КС-1	3-6 и 6-6	1.8	2,1	2,5	2,6
КС-2	3-3 и 6-3	3,4	2,6	3,0	3,4
КС-3	3-4 и 6-5	4,0	3.2	3,5	3,6
АР	1-3	0,34	0,41	0,41	0,35
АЗ-1 и АЗ-2		4,0	3,2	3,5	-
Все КС		10,3	8,8	10,0 -	-

Таблица 7.

Расчетные эффективности ТВС и бериллиевых блоков в рабочих загрузках реактора ИРТ-Т

Тип Т В С и бериллиевого блока	Место размещения (ячейка)	Эффективность, %  к/к
		начальная загрузка из 14 "свежих" ТВС (рис.16).	рабочая загрузка из 20 "свежих" ТВС (рис.17).	рабочая загрузка из 20 ТВС (рис.18)
Восьмитрубная	5-3	4,9	2,5	2,4
Восьмитрубная	7-3	2,1	1,4	2,0
Шеститрубная	6-4	3,4	2,0	2,3
Сменный бериллиевый блок	5-7	0,6	0,55	0,6

Потери реактивности из-за равновесного отравления Хе¹³⁵ и Sm¹⁴⁹ не превысят 4,8% к/к.

Время достижения максимального отравления в пике "йодной ямы" составит около 8 ч.

Конструкция реактора позволяет размещать в активной зоне и в отражателе экспериментальные каналы с разнообразными по физиче­ским свойствам объектами облучения. Наибольшее воздействие на реактивность будут оказывать экспериментальные устройства, за­гружаемые непосредственно в активную зону и центральные бериллиевые блоки.

Баланс реактивности начальной рабочей загрузки из 14 ТВС:

• максимальный запас реактивности - 7,3% к/к;

• равновесное отравление изотопами

ксенона-135 и самария-149 - 4,8% к/к;

• температурный эффект - 0,4% к/к;

• оперативный запас - 1,0% к/к;

• выгорание - 1,1% к/к.

Баланс реактивности рабочей загрузки из 20 ТВС при периоди­ческой замене в активной зоне одной наиболее выгоревшей ТВС на "свежую" (режим частичных перегрузок):

• максимальный запас реактивности

в начале цикла после перегрузки -7,2% к/к;

• равновесное отравление

изотопами ксенона-135 и самария-149 - 4,8% к/к;

• температурный эффект - 0,4% к/к;

• оперативный запас - 1,0% к/к;

• выгорание - 1,0% к/к.

Запас реактивности на выгорание, равный 1,0% к/к, позво­лит производить перегрузки примерно через 20 суток при непрерыв­ной работе реактора на мощности б МВт.

При замене выгоревших ТВС "свежие" шеститрубные ТВС должны загружаться только в ячейки 6-3, 6-6, 3-3 и 3-6; "свежие" восьмитрубные ТВС должны загружаться только в ячейки 7-3, 7-6, 2-3 и 2-6.

Шеститрубные ТВС, достигшие выгорания не менее 20%, пере­ставляются из ячеек 6-3, 6-6, 3-3 и 3-6 в ячейки 6-4, 6-5, 3-4 и 3-5 на место выгружаемых из активной зоны шеститрубных ТВС с вы­горанием более 50%.

Восьмитрубные ТВС, достигшие выгорания не менее 20%, пере­ставляются из ячеек 7-3, 7-6, 2-3 и 2-6 в ячейки 7-4, 7-5, 2-4 и 2-5 на место перегружаемых из этих ячеек в ячейки 5-3, 4-3, 5-6 и 4-6 ТВС с выгоранием не менее 40%.

Зависимость температурного коэффициента реактивности и за­паса реактивности от температуры воды первого контура измерена экспериментально и представлена на рис. 19. Температурный коэффициент реактивности отрицательный и его значение в интервале рабочих температур от 20°С до 50°С равно - 0,8.10^-4 1/°С.

Мощностной коэффициент реактивности замерить эксперимен­тально не удается в виду его малого значения. Теоретическая оценка мощностного коэффициента реактивности, проведенная науч­ным руководителем, показала, что коэффициент отрицательный и равен 4.10^{-5 .} Распределение энерговыделения по высоте активной зоны представлено на рис. 20.

Распределение плотностей потоков нейтронов в начальной рабочей загрузке активной зоны из 14 "свежих" ТВС представлены на рис. 21.

Распределения плотностей потоков нейтронов в рабочей загрузке активной зоны из 20 "свежих" ТВС представлены на рис.22, а из 20 выгоревших ТВС - на рис.23.

Спектр нейтронов для среднего сечения ячейки активной зоны с 8-ми трубной ТВС ИРТ-ЗМ. приведен в таблице 8.

Таблица 8.

Спектр нейтронов для ячейки активной зоны с 8-ми трубной ТВС ИРТ-ЗМ

Номер энергетической группы	Интервал энергий
1	10 МэВ - 0,821 МэВ	1.48
2	0,821 МэВ - 5,53 кэВ	1,57
3	5,53 кэВ - 0,625 эВ	1,42
4	Ниже 0,625 эВ.	1,00

Максимальное значение невозмущенной плотности потока быстрых нейтронов (Е > 0,821 МэВ), достигаемое на торце ГЭК, равно ~1,8х10¹² 1/с² с. МВт для рабочей загрузки из 20 ТВС.

Основные нейтронно-физические характеристики реактора:

• запасы реактивности;

• эффективности ТВС и бериллиевых блоков;

• эффективности стержней СУЗ;

• распределения плотностей потоков нейтронов в активной зоне и отражателе;

• энерговыделение в отдельных ТВС;

• коэффициенты неравномерности энерговыделения по сечению отдельных ТВС и по сечению активной зоны в целом, рассчитаны по программе IRT-2D/PC/2/.

Программа IRT-2D/PC осуществляет расчеты нейтронно-физических характеристик исследовательского реактора в Х-У-геометрии. Решение задачи осуществляется в двухгрупповом диффузионном приближении.

Энергетические границы групп следующие:

• быстрая: 0,625 эВ <Е <10 МэВ;

• тепловая: 0 эВ < Е < 0,625 эВ.

Двухгрупповые нейтронно-физические константы, необходимые для проведения двумерных расчетов исследовательского реактора, рассчитаны по модернизированной программе УРАН-АМ /3/. УРАН-АМ - программа нейтронного расчета цилиндрической ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выго­рания. Программа УРАН-АМ решает уравнение переноса нейтронов в четырехгрупповом приближении. В первых трех группах используется диффузионное приближение, в тепловой группе используется Р_з-приближение. Энергетические принципы групп следующие:

группа I: 0,821 МэВ < Е < 10 МэВ;

группа 2: 5,53 кэВ < Е < 0,821 МэВ;

группа 3: 0,625 эВ < Е < 5,53 кэВ;

группа 4: 0 эВ < Е <: 0,625 эВ.

Расчеты невозмущенных плотностей потоков быстрых нейтронов на торцах горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) для рабочих загрузок реактора проводились в двухгрупповом диффузион­ном приближении в двумерной Х-У-геометрии по программе IRT-2D/PC.

Для оценки доли нейтронов с Е >0,821 МэВ в быстрой группе

(Е > 0,625 эВ) для бериллиевого отражателя проводились расчеты распределений плотностей потоков нейтронов в реакторе в четырехгрупповом диоффузионном приближении в цилиндрической геометрии по программе УРАН-АМ.

Точность определения эффективностей стержни СУЗ проверена на результатах экспериментов, выполненных на исследовательском реакторе ЦАИ «Тажура» СНЛАД. Расчетные и эксперименталь­ные значения отдельных стержней КС, стержней АЗ и стержня АР в компактной загрузке реактора ЦАИ "Тажура" приведены в таблице 9.

Расхождение результатов расчета и экспериментальных данных не превышает ~0,12 _эф.

Сравнение результатов расчета с экспериментальными данными показывает, что двухгрупповая диффузионная модель и набор констант (табл.9) достаточно, адекватно описывают распределения плотностей потоков нейтронов в исследовательском реакторе, а точность расчета является вполне приемлемой для практических целей.

Таблица 9.

Расчетные и экспериментальные значения эффективностей стержней СУЗ реактора ЦАИ "Тажура"

Наимено­вание стержня СУЗ	Место установ­ки стер­жня (ячейка)	Эффективность стержня, эф.		расч. - эксп., эф.
		Эксперимент ( эксп.)	Расчет ( расч.)
КС-1	2-3	2,85	2.91	0,06
КС-2	2-4	2,82	2,85	0,03
КС-3	3-3	3,45	3,53	0,08
КС-4	3-4	3,31	3,43	0,12
КС-5	4-3	3,38	3,40	0,02
КС-6	4-4	3,33	3,40	0,07
КС-7	5-3	2,85	2,84	-0,01
КС-8	5-4	2,85	2,77	-0.08
АЗ-1	4-2	2,92	3,01	0,09
АЗ-2	3-2	2,77	2,85	0,08
АР	6-6	0,41	0,40	0,01