Главная Учебники - Разные Лекции (разные) - часть 21
И
CC
ЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ДЛЯ ЦЕНТРОВ ЯДЕРНЫХ
ИССЛЕДОВАНИЙ
Р.П. Куатбеков, В.А. Лукичёв, С.В. Осипович, С.А. Соколов, И.Т. Третьяков, В.И. Трушкин Открытое акционерное общество "Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля" (ОАО «НИКИЭТ»), ул. Малая Красносельская, д. 2/8, г. Москва, Российская Федерация, 107140
ОАО "НИКИЭТ" разрабатывает конкурентоспособный на международном рынке исследовательский реактор (ИР) с топливом пониженного обогащения. В качестве потенциальных заказчиков рассматриваются, прежде всего, страны Юго-Восточной Азии, Африки, Латинской Америки, СНГ, а также некоторые европейские страны. Для удовлетворения потребности государств, желающих развивать ядерные технологии, разрабатываются технические предложения типовых ИР в составе центров ядерных исследований (ЦЯИ). Разрабатываемые ИР должны иметь конкурентоспособные потребительские параметры и обеспечивать широкий круг исследований по различным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ. На основе анализа современных и перспективных направлений использования ИР и потребностей зарубежного рынка разрабатываются варианты ИР бассейнового типа с серийно производимым топливом на уране низкого обогащения. Введение
В начале этого века тенденция к сокращению количества действующих в мире исследовательских реакторов (ИР), четко проявившаяся в конце прошлого века, меняется на тенденции сохранения их количества и возрастанию интереса к созданию новых установок, в т.ч. в странах, не имеющих атомной инфраструктуры. Очевидно, развитие ИР не будет таким интенсивным, как это было в 60-е годы прошлого века, однако они остаются до сих пор самым дешевым и доступным источником нейтронов высокой интенсивности и потому еще длительное время будут сохранять интерес для экспериментаторов. В большинстве ИР используется уран с обогащением более 20 %, т. е. ВОУ, опасность несанкционированного использования которого представляет реальную угрозу. В мире ведутся работы по снижению обогащения урана в топливе ИР до уровня менее 20% по содержанию урана-235, т. е. НОУ-топлива. Несмотря на известный прогресс, достигнутый в этом направлении, многие вопросы остаются нерешенными до сих пор, и конечная цель – исключение ВОУ из использования в топливе гражданских ИР, пока не достигнута. 1. Цели и направления НИОКР
ОАО "НИКИЭТ" в рамках реализации Федеральной Целевой Программы «Национальная технологическая база» со сроком действия 2007 – 2011 гг. и при выполнении собственных НИОКР активно работает в направлении: - участия в комплексе работ по разработке и созданию отечественного конкурентоспособного НОУ-топлива; - обеспечивает разработку технических предложений конструкций будущих ИР (мощностью от 1 МВт до 25 МВт), ориентированных на потенциального заказчика за рубежом. В этих условиях разработка достаточно проработанных предложений по мощностному ряду ИР, которые могут быть представлены потенциальному зарубежному заказчику, позволит не только сохранить компетенцию отечественных специалистов, но и существенно повысить шансы на успех в будущих тендерах. В качестве потенциальных заказчиков ИР и центров ядерных исследований (ЦЯИ) рассматриваются, прежде всего, страны Юго-Восточной Азии, Африки, Латинской Америки, СНГ, а также некоторые европейские страны. Разрабатываемые ИР должны иметь конкурентоспособные потребительские параметры и обеспечивать широкий круг исследований по направлениям: - ядерная физика, - физика твёрдого тела, - радиационное материаловедение, - нейтронно-активационный анализ вещества, - нейтронная радиография различных изделий, - радиационное легирование кремния, производство изотопов для медицинских и промышленных целей (99
Мо, 131
I, 125
I, 35
S, 32
P, 90
Y, 166
Ho, 60
Co, 153
Sm, 192
Ir). ИР могут быть использованы как учебные установки и источники нейтронов для каналов нейтронной терапии. 2. Принципы проектирования перспективных исследовательских реакторов
При разработке новых ИР для исследовательских центров в других странах в соответствии с международными нормами необходимо ориентироваться на перечисленные ниже концептуальные положения и принципы проектирования перспективного ИР для научно-исследовательских центров. 2.1. Надежность: - использование технических решений и оборудования, проверенных в ходе эксплуатации реакторов в РФ и за рубежом; - выбор расхода и перепада давления теплоносителя на активной зоне (а.з.) обеспечивает запас до температуры начала кипения и допустимое значение показателя теплотехнической надежности; 2.2. Безопасность: - размещение активной зоны в бассейне под большим уровнем воды; - конструкция реактора обеспечивает сохранение залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах; - контроль, сбор и возврат протечек воды в бассейн в аварийных ситуациях; - отсутствие поверхностного кипения на поверхностях твэлов и элементов активной зоны; - достаточная эффективность РО СУЗ; - пассивные системы безопасности; - отрицательные реактивностные обратные связи; - наличие бериллия в отражателе для обеспечения надёжного управления реактором при пуске; - применение референтных ТВС ИРТ-4М, ВВР-М2 и новых перспективных ТВС ВВР-КН с НОУ-топливом; 2.3. Эффективность: - высокий уровень плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах реактора; - глубокое выгорание топлива в выгружаемых сборках; - высокое «качество реактора» по тепловым нейтронам (Ф/N); - многообразие экспериментальных объемов; 2.4. Гибкость: - возможность реализации различных компоновок активной зоны реактора; - возможность варьирования количества и месторасположения экспериментальных каналов; 2.5. Простота: - удобство обслуживания реактора и проведения перегрузочных работ благодаря размещению хранилища кассет в бассейне реактора. 3. Достигнутые результаты НИОКР
3.1. Разработка технических предложений исследовательских реакторов трех уровней мощности
На первом этапе деятельности ОАО "НИКИЭТ" в этом направлении был определён востребованный на международном рынке мощностной ряд перспективных ИР, состоящий из трёх базовых конструктивных решений для уровней тепловой мощности 1, 10, 20 МВт, и разработаны технические предложения вышеуказанных ИР. Были рассмотрены реакторы бассейнового типа с принудительной циркуляцией теплоносителя через активную зону. В качестве теплоносителя, замедлителя, торцевого отражателя и радиационной защиты используется деминерализованная вода. Выбор бассейнового типа реактора вполне оправдан длительной историей безопасной и эффективной работы таких установок. Имея высокие параметры безопасности, бассейновые реакторы позволяют в то же время обеспечивать высокие плотности потоков тепловых нейтронов, достаточные для проведения практически всех исследований, в которых используются тепловые нейтроны. Расчётным путём выбраны компоновки активных зон (см. рисунки 1-5), обеспечивающих оптимальные потребительские характеристики (см. таблицу 1) при лучшем соответствии «уровень мощности реактора – тип используемой ТВС». 3.2. Конструктивные особенности исследовательских реакторов трех уровней мощности
Каждый реактор размещен в бетонном защитном массиве здания и включает в себя стальной бак, являющийся наружной оболочкой бассейна, активную зону, бериллиевый отражатель, исполнительные органы системы управления и защиты (СУЗ), каналы ионизационных камер, верхнее защитное перекрытие, шиберы горизонтальных каналов и экспериментальные устройства. В пределах бассейна реактора также располагается временное хранилище облучённых ТВС. Использование бассейновой конструкции реактора позволяет значительно упростить операции загрузки в активную зону ТВС и облучаемых образцов и выгрузки их из активной зоны. Особенностью реакторов мощностью 10 и 20 МВт является нижнее расположение ИМ СУЗ под опорной плитой реактора в герметичном кожухе в подреакторном помещении. Это позволит освободить пространство над а. з. для ведения экспериментальных и транспортно-перегрузочных работ. РО СУЗ приводятся в движение шаговыми двигателями. В целях безопасности конструкцией предусмотрено наличие защиты от протечек. Трехмерные модели реакторов представлены на рисунках 6-8.
Рисунок 1. Картограмма а.з. ИР 1 МВт с ТВС ВВР-М2
Рисунок 2. Картограмма а. з. ИР 10 МВт с ТВС ВВР-КН
Рисунок 4. Картограмма а. з. ИР 20 МВт с ТВС ВВР-КН
Рисунок 3. Картограмма а. з. ИР 10 МВт с ТВС ИРТ-4М
Рисунок 5. Картограмма а. з. ИР 20 МВт с ТВС ИРТ-4М Таблица 1. Характеристики активных зон исследовательских реакторов № п/п
Наименование параметра
ИР 1МВт
ИР 10 МВт
ИР 20 МВт
1. Тип ТВС ВВР-М2 ИРТ-4М ВВР-КН ИРТ-4М ВВР-КН 2. Тепловая мощность, МВт 1 10 10 20 20 3. Количество ТВС в активной зоне 70 16 26 40 45 4. Высота активной зоны, мм 600 600 600 600 600 5. Обогащение топлива по U 235
, % 19,7 19,7 19,7 19,7 19,7 6. Максимальное значение плотности потока тепловых (Е <0,625 эВ) нейтронов, ´10 14
см -2
×c -1
: в активной зоне в бериллиевом отражателе 0,44 3,2 3,3 4,1 4,6 0,2 2 2 1,4 1,2 7. Плотность потока нейтронов в канале для облучения кремния Æ 205 мм, ´10 13
см -2
×c -1
: тепловых (Е <0,625 эВ) быстрых (Е> 0,82 МэВ) - 3,8 3,7 6 9 - 0,03 0,03 0,03 0,1 8. Плотность потока нейтронов на выходе из горизонтальных каналов, ´10 10
см ‑2
×c -1
: тепловых (Е <0,625 эВ) быстрых (Е > 0,82 МэВ) 0,1-0,15 0,8-1,3 0,8-1,3 1,2-2 0,6-1,8 0,1-0,12 0,004-0,05 0,004-0,05 0,01-0,08 0,003-0,034 9. Плотность потока тепловых (Е <0,625 эВ) нейтронов в местах расположения каналов пневмопочты, ´10 13
см -2
×c -1
: 0,02 0,2 0,2 0,4 1,2 10. Количество горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) 4 4 4 4 4 11. Количество вертикальных экспериментальных каналов (ВЭК) 4 до 25 до 24 до 20 до 17 12. Поглотитель исполнительных органов СУЗ: B4
C B4
C B4
C B4
C B4
C 13. Количество регулирующих органов, в т.ч. - компенсирующий орган (РО КО) - орган автоматического регулирования (РО АР) - орган аварийной защиты (РО АЗ) 9 11 10 21 16 6 8 6 18 12 1 1 1 1 1 2 2 3 2 3 14. Температурный эффект, %DK/K -0,5 -0,3 -0,3 -0,2 -0,15 15. Среднее выгорание топлива в выгружаемой ТВС, % 50 50 50 50 50 16. "Качество реактора" по тепловым нейтронам (Ф/N), 1/см2
с×Вт 4,4×107
3,2×107
3,3×107
2,05×107
2,3×107
Рисунок 6. Трехмерная модель ИР мощностью 1 МВт Рисунок 7. Трехмерная модель ИР мощностью 10 МВт Рисунок 8. Трехмерная модель ИР мощностью 20 МВт 4. Дальнейшее развитие проектов перспективных исследовательских реакторов в составе ЦЯИ
Выполненные разработки явились первым шагом на пути продвижения экспортных предложений ОАО "НИКИЭТ" по тематике ИР и требуют продолжения и расширения проектно-конструкторских проработок. Согласно планам НИОКР на 2011г. на основе проведенных на первом этапе работ, анализа современных и перспективных направлений использования ИР и потребностей зарубежного рынка разрабатываются два варианта ИР бассейнового типа в составе ЦЯИ: с естественной циркуляцией теплоносителя через активную зону малой мощности (до 1 МВт) и с принудительной циркуляцией теплоносителя, масштабируемый по мощности (10‑20 МВт). В разрабатываемых ИР используется серийно производимое, подтвердившее высокую надёжность топливо на уране низкого обогащения: ТВС ВВР-М2 для ИР мощностью до 1 МВт и ИРТ-4М для ИР мощностью 10-20 МВт. В объеме технических предложений реакторных установок (РУ) с водо-водяным бассейновым ИР малой и средней мощностей разрабатываются инженерно-конструктивные решения реакторов, включая компоновки активных зон и отражателя, схемы их охлаждения, системы обращения с облученными изделиями, принципиальные схемы РУ, а также определяется стоимость разработки проектной документации, изготовления оборудования, сопровождения сооружения и ввода в эксплуатацию РУ. В таблице 2 приведены основные потребительские характеристики активных зон разрабатываемых в настоящий момент исследовательских реакторов. 5. Создание базовых проектов ЦЯИ с перспективными исследовательскими реакторами
Дальнейшая деятельность в этом направлении направлена на создание проектов ИР в составе центров ядерных исследований, ориентированных по комплексу решаемых задач на конкретные потребности потенциальных зарубежных заказчиков. Наработанные материалы составляют основу для последующих этапов развития базовых проектов ЦЯИ: - выбор комплектации экспериментальных установок и лабораторий, входящих в состав ЦЯИ; - определение состава, научно-производственного, технологического и инфраструктурного обеспечения изотопного производства, производства радиационного легирования кремния, обеспечения материаловедческих исследований; - оценка стоимости научно-производственного, технологического и инфраструктурного обеспечения ЦЯИ в соответствии с функциональным назначением; - совместная разработка с проектной организацией проектных материалов ЦЯИ. Таблица 2. Характеристики активных зон исследовательских реакторов Наименование параметра
Значение параметра для ИР
Тип ТВС Трубчатого типа, НОУ (UO2
+ Al, 19,7 % по 235
U) Тепловая мощность, МВт ≤ 0,5 10-20 Высота активной зоны, мм 600 600 Отражатель бериллий Замедлитель деминерализованная вода Теплоноситель Циркуляция естественная принудительная, сверху вниз Максимальная плотность потока тепловых нейтронов в активной зоне, ´10 14
см -2
×c -1
, не менее 0,2 3,2 Максимальная плотность потока тепловых нейтронов в отражателе, ´10 14
см -2
×c -1
, не менее 0,1 2 "Качество" ИР - приведённая на единицу мощности плотность потока тепловых нейтронов, ´10 14
(1/(см2×с))/МВт около 0,4 0,32 Количество горизонтальных экспериментальных каналов 4 4-5 Количество вертикальных экспериментальных каналов 4 ≤ 24 Среднее выгорание топлива в выгружаемой ТВС, % 50 50
|