автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Создание расчетных методов обоснования параметров ИР и разработка ТВС типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом

Российский научный центр «Курчатовский институт»

На правах рукописи УДК 621.039.5

НАСОНОВ Владимир Андреевич

СОЗДАНИЕ РАСЧЕТНЫХ МЕТОДОВ ОБОСНОВАНИЯ ПАРАМЕТРОВ ИР И РАЗРАБОТКА TBC ТИПА ИРТ-М С НИЗКООБОГАЩЕННЫМ ТОПЛИВОМ

Специальность: 05.14.03 — Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

АВТОРЕФЕРАТ

Москва — 2008

003458906

Работа выполнена в Российском научном центре "Курчатовский институт"

Научный руководитель, доктор технических наук

Официальные оппоненты:

доктор технических наук, профессор

Рязанцев Евгений Петрович

Глушков Евгений Серафимович

доктор технических наук Махин Валентин Михайлович

Ведущая организация: ОАО "Государственный научный центр-Научно-исследовательский институт атомных реакторов"

Защита диссертации состоится "_"_2008 г. в_ч._мин.

на заседании диссертационного совета Д520.009.06 в Российском научном центре "Курчатовский институт" по адресу 123182, г. Москва, пл. Курчатова, д. 1

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке РНЦ "Курчатовский институт"

Автореферат разослан "_"_2008 г.

Ученый секретарь диссертационного совета

доктор технических наук, профессор ^уу У ' i В.Г.Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

В настоящее время во всем мире проводится общая политика по минимальному использованию и исключению, в конечном счёте, из гражданских ядерных программ высокообогащенного урана. Значительный прогресс в решении этой задачи достигнут благодаря Программе снижения обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) в Соединённых Штатах, Канаде, Западной Европе, Японии, Китае и России. Приказом Минатома РФ в 1994 г. была введена в действие Отраслевая программа "Создание твэлов и TBC с топливом 20%-го обогащения ураном-235 для активных зон исследовательских реакторов".

Исследовательские реакторы бакового и бассейнового типов с TBC типа ИРТ-М использовали, в основном, топливо 90%, 80% и 36% обогащения изотопом уран-235 (табл.1 и 2).

Как известно нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программного обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для формирования активных зон и выбора загрузок топлива, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, а также определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и TBC. Для исследовательских реакторов, использующих TBC типа ИРТ-М, актуальными представляются исследования, связанные как с разработкой расчетных трехмерных моделей, использующих современное константное обеспечение и методы решения, так и с адаптацией этих моделей к особенностям конкретного реактора и верификацией их на основе сопоставления с экспериментальными данными.

TBC ИРТ-ЗМ с высоким коэффициентом размножения и малой длиной миграции нейтронов с целью получения малых размеров активной зоны и большой утечки нейтронов в отражатель были специально разработаны для использования в реакторе ИР-8 РНЦ «Курчатовский институт». За создание в РНЦ "КИ" ядерного реактора ИР-8 для фундаментальных и прикладных исследований 17 марта 1999 года присуждена премия Правительства РФ.

В соответствии с Программой по снижению обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов ведутся работы по разработке и созданию новых модификаций TBC ИРТ-4М, ИРТ-ЗМ и ИРТ-У для реакторов бассейнового и бакового типов.

Сотрудники РНЦ "КИ" предложили разработать TBC типа ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, аналогичные TBC ИРТ-ЗМ с U02 топливом высокого обогащения, для эксплуатации в реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии на период до разработки твэлов с топливом на основе U-Mo сплава. Три полномасштабные TBC типа ИРТ-4М с плотностью урана в сердечниках твэлов 3,85 г/см3 были изготовлены ОАО НЗХК в 1996 г. Испытания этих TBC в реакторе ИР-8 были начаты в 1997 г. В связи с разгерметизацией некоторых

твэлов в этих TBC их испытания были прекращены.

Таблица 1

Исследовательские реакторы, использующие TBC та па ИРТ-М

№ П.П. Наименование реактора Расположение Дата критичности (остановки) Мощность проектная/после реконструкции, МВт Тип TBC Обогащение топлива Примечание

1 ИРТ/ИРТ-М Москва 1957 (1979) 2/8 ЭК-10, ИРТ-М, ИРТ-2М 10%, 36%, 90% Действуют

ИР-8 1981 8 ИРТ-ЗМ 90%

2 LVR-15 Чехия 1957 2/10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 36%, 19,7%

3 ввр-а ввр-см Узбекистан 1959 2/10 ирт-зм 90%, 36%

4 ИРТ-2000/ИРТ-М Грузия 1959 Ц990) 2/5 ИРТ-2М 90% Выделены

5 ИРТ-2000 Болгария 1961 (1989) 2 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 36%

6 ИРТ-2000/ИРТ-М Латвия 1961(2001) 2/5 ИРТ-2М 90%

7 ИРТ-2000/ИРТ-М Белоруссия 1962(1988) 2/5 ИРТ-2М 90%

8 IRT-DPRK КНДР 1965 2/8 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 80% -

9 ИРТ-2000 ИРАК 1967 2/5 ИРТ-2М 10%, 80%

10 ИРТ-МИФИ Москва 1967 2.5 ИРТ-2М, ИРТ-ЗМ 90% Действуют

11 ИРТ-Т Томск 1967 2/6 ИРТ-ЗМ 90%

12 SR-0 Чехия 1967 0,005 ИРТ-2М 80%. 36% Выведен

13 1RT-1 Ливия 1981 10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 19,7% Действуют

14 VR-1 Чехия 1990 0,005 ИРТ-2М, ИРТ-4М 36%, 19,7%

15 ИРВ-М1/ИРВ-М2 Лшгарнно 1974(1990) 2 ИРТ-2М 90% Реконструкция

16 ИРТ-200 Болгария 2008-2009 0,2 ИРГ-4М 19.7% Реконструкция

Таблица 2

Основные параметры твэлов и TBC типа ИРТ-М

Наименование параметра ИРТ-М ИРТ-2М ИРТ-ЗМ ИРТ-4М

Обогащение урана, % 36 90/80 36 90/80 36 19,7

Число твэлов в TBC 2/3 3/4 3/4 4/6/8 6/8 6/8

Содержание u5U в TBC, г 120/155 147/171 198/230 200/265/300 309/352 265/300

Толщина твэла, мм 3,2 2,0 1,4 1,6

Толщина межтвэльных зазоров, ми 5,3 4,5 2,05 1,85

Сердечник твэла: - материал - толщина, мм - длина, мм - плотность урана, г/см3 UA1 сплав 1,2 500 1,22 UA1 сплав 0,4 580 1,22/1,37 UOrAl 0,64 600 2,5 UA1 сплав (UOj-Al) 0,4 580(600) 1,07/1,2(1,1) UOrAl 0,5 600 2,5 UOrAl 19,7 0,7 600 3,0

Объемная доля воды в TBC 0,678 0,649/0,726 /0,548/0,624 0,517/0,581

Удельная поверхность теплоотдача, м2/л 0,2 0,265 0,525 0,513

Концентрация 23SU в активной зоне, г/л 45/52 50/58 67/78 /89/101 104/118 89/101

Учитывая результаты этих испытаний было решено разработать второй 1. вариант этого типа TBC с плотностью урана в сердечниках - 3,0 г/см3. В соответствии с Программой в реакторе ВВР-СМ (Ташкент) проведены успешные ресурсные испытания четырех TBC типа ИРТ-4М. В процессе испытаний РНЦ "КИ" осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение эксплуатации реактора с опытными TBC типа ИРТ-4М. TBC

ИРТ-4М уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Работы по созданию U-9%Mo топлива с плотностью урана в сердечнике твэла 5-6 г/см3, при использовании которого может быть решена проблема конверсии ИР на топливо, обогащенное ураном-235 до 19,7%, проводится уже несколько лет. Кроме разработки твэлов трубчатого типа с U-9%Mo топливом для TBC типа ИРТ-ЗМ разрабатывается также, предложенный ВНИИНМ, твэл стержневого типа для TBC ИРТ-У.

В РНЦ "КИ" проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ и определено содержание урана-235 в TBC типа ИРТ-У. Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных TBC в реакторе МИР.М1 (ОАО "ГНЦ НИИАР").

С 2007 г. проходят испытания в реакторе МИР.М1 две полномасштабные TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3. РНЦ "КИ" осуществляет научно-техническое сопровождение испытаний экспериментальных TBC.

Все вышесказанное свидетельствует о высокой актуальности работы с учетом постоянно возрастающих требований к используемому топливу, к безопасности и эффективности эксплуатации исследовательских реакторов. Цель работы:

• разработка комплекса программ нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов для решения эксплуатационных задач (выбор и обоснование загрузок, получение данных о характеристиках органов СУЗ и расчетный контроль выгорания топлива в TBC), а также разработка и реализация процедуры верификации программного комплекса на основе сопоставления с эксплуатационными экспериментальными данными;

• проведение анализа изменения неравномерности энерговыделения в процессе отравления и выгорания топлива, разработка рекомендаций по перегрузкам TBC в равновесной загрузке активной зоны и разработка методики определения допустимого уровня мощности исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-М;

• участие в создании TBC ИРТ-4М с целью обеспечения возможности перевода на низкообогащённое топливо исследовательских реакторов, в которых используются TBC ИРТ-2М или ИРТ-ЗМ с топливом 90, 80 или 36%-го обогащения, без изменения топливной композиции сердечников твэлов (U02-А1) и научно-техническое обоснование нейтронно - физических параметров и параметров безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М с низкообогащенным топливом;

• участие в разработке твэлов и TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У для конверсии реактора ВВР-СМ на использование топлива, обогащенного до 19,7%. Расчетное определение основных параметров, характеризующих условия работы двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и двух экспериментальных TBC типа

ИРТ-У с U-Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1. Для достижения этих целей решались следующие задачи:

• выбор основных расчетных моделей, разработка и программная реализация расчетных алгоритмов;

• вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы реактора типа МР), и разработка алгоритма решения уравнения переноса нейтронов при их наличии;

• проведение верификации комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М на экспериментальных данных;

• определение параметров равновесного цикла работы реактора ВВР-СМ с топливом 36%-го обогащения;

• обоснование условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;

• научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в TBC ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ.

Научная новизна включает в себя:

• разработку трехмерного программного комплекса нейтронно-физических расчетов параметров исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований;

• получение и решение уравнений переноса нейтронов на границе двух сред, разделённых вакуумным зазором;

• исследование влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности;

• верификацию программного комплекса нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в TBC ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ;

• результаты расчетных исследований, позволивших:

1) уточнить условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива пониженного обогащения (36% и 19,7%);

2) разработать рекомендации по перегрузкам TBC типа ИРТ-М при замене наиболее выгоревших TBC "свежими";

3) обосновать нейтронно - физические параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М в реакторе ВВР-СМ;

4) обосновать нейтронно - физические параметры испытаний в реакторе МИР.М1 экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo

топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, исходя из характеристик штатных загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ при испытании двух таких экспериментальных TBC.

Практическая ценность работы:

• созданы программы для нейтронно-физических расчетов: одномерная URAN-D, двумерная IRT-2D, трехмерная TDD-D и программный комплекс TDD-URAN, позволяющие вычислять нейтронные функционалы ИР, использующих TBC типа ИРТ-М, и проведена их верификация;

• результаты расчетов по разработанным программам использованы для выбора загрузок, оптимизации использования топлива и научно-технического сопровождения эксплуатации ряда ИР: в том числе, ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, IRT-1 и ВВР-К;

• уточнены условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива 36%-го обогащения;

• обоснованы основные параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 низкообогащенным топливом в реакторе ВВР-СМ;

• определены необходимые условия испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащенным топливом в реакторе МИР.М1.

Основные положения, выносимые на защиту:

• верифицированный программный комплекс TDD-URAN для нейтронно-физических расчетов ИР, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации;

• вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• результаты верификации комплекса программ на основе сопоставления расчетных и экспериментальных данных по реакторам, в которых используются TBC типа ИРТ-М;

• рекомендации по схемам перегрузки TBC в компактной загрузке активной зоны ИР с TBC типа ИРТ-ЗМ;

• обоснование основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;

• результаты испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

• определение условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1.

Апробация работы

Материалы диссертации докладывались и обсуждались как на

российских семинарах, школах, совещаниях, так и на международных

научно-технических конференциях [1, 3...5, 7, 13, 15...20]. Работа в целом

докладывалась на НТС ИРМТ РНЦ «Курчатовский институт.

Личный вклад автора:

• автором лично создан комплекс программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации. Под его руководством на их основе создан программный комплекс TDD-URAN;

• автором лично получены граничные условия системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• автором лично и при его непосредственном руководстве проведена верификация программного комплекса нейтронно-физического расчета реакторов с TBC типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• участие в проведении обоснования условий безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ (Ташкент) при переходе на пониженное обогащение топлива (36%);

• участие совместно с НИКИЭТ И ВНИИНМ в работах по выбору основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;

• участие в работах по обоснованию нейтронно-физических параметров и безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

• научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом в реакторе МИР .Ml, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC ИРТ-У или ИРТ-ЗМ.

Основные результаты исследований изложены в 21 публикации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и содержит 137 страницах текста, в том числе 88 рисунков, 38 таблиц и список литературы из 123 наименований.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Первая глава диссертации посвящена разработке схем расчета нешронно-физических параметров TBC и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакгорными экспериментальными устройствами.

При разработке конструкции новых TBC всегда возникает проблема определения оптимальных параметров исследовательского реактора. Анализ параметров TBC типа ИРТ-М (табл. 2) позволяет следующим образом охарактеризовать физические параметры, общие для всех вариантов TBC: объемная доля воды в TBC достаточно велика, поэтому возраст нейтронов мал; малая толщина твэла и топливного слоя позволяют считать активную зону физически гомогенной в резонансной области; большая концентрация 235U в активной зоне обеспечивает высокое значение коэффициента размножения (к«,),

однако усложняет расчет параметров элементарной ячейки реактора, так как в тепловой группе ее нельзя считать гомогенной.

Для расчета активных зон, в которых используются TBC типа ИРТ-М, наиболее простой, распространенной и при надлежащем выборе констант обеспечивающей хорошее согласие с экспериментом моделью замедления является малогрупповая диффузионная модель. При объемной доле алюминия в ячейке активной зоны Va/V,, я 1/3 можно пользоваться одногрупповой диффузионной моделью замедления.

Для решения поставленных задач были разработаны программы URAN-D, IRT-2D/PC, TDD-D и программный комплекс TOD - URAN.

Программа URAN-D предназначена для нейтронно-физического расчета ячейки реактора с учетом изменения изотопного состава в процессе выгорания топлива. Программа решает методом конечно-разностной факторизации в цилиндрической геометрии стационарную систему уравнений переноса нейтронов в диффузионном приближении (в тепловой группе может решаться кинетическое уравнение переноса нейтронов в Р3-приближении), используя групповые концепции для энергетической зависимости.

Исходную систему уравнений в четырёхгрупповом диффузионном приближении для произвольной энергетической группы g представим в виде: 4 6-1 „(g) 4

0<0Дф(й ф(е) _ +-Х—£vI(fk)cD(k) =0 .

k=g+l к=1 ^эфф. k=1

Похожая запись уравнений, как правило, используется в литературе по теории переноса нейтронов и обозначения достаточно традиционны.

При расчетах ячеек диффузионное приближение часто оказывается недостаточным, если плотность нейтронов сильно изменяется на протяжении длины рассеяния, что обычно и наблюдается в гетерогенных решетках. Это обстоятельство приводит к необходимости решать уравнения более точно. В связи с этим для тепловой группы в программе реализовано Р3- приближение метода сферических гармоник. Программа URAN-A и её модификации в качестве подпрограмм используют специально для этого разработанную программу KINP3 для расчёта цилиндрической ячейки реактора или реактора в Р3 - приближении.

Используя Р, - приближение, получены уравнения для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы в реакторе типа МР, ГЭКи реактора ИР-8)):

1-—(arcsin(a)+ai/l-a2)

1 dr 1

1 dr 1Г-*' а 2 dr I

Здесь Я, и Я2 -радиусы поверхностей; а = /. Разработан алгоритм

решения уравнения переноса нейтронов при наличии вакуумных зазоров во внутриреакгорных петлевых устройствах реактора типа МР.

Программы П1Т-21)/РС и ТОБ-Э соответственно для двумерного и

7

трехмерного расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора в двухгрупповом диффузионном приближении.

- В этих программах с целью уменьшения оперативной памяти, то есть отказа от хранения вектора источников нейтронов, и хранения только векторов потоков нейтронов, решается система уравнений:

кэфф.

вт ДФт-2£Фт+1кФб=о.

Для решения системы уравнений используется метод конечных разностей. Конечно-разностные уравнения решаются с использованием метода последовательной верхней релаксации с ускоряющими групповыми параметрами. Эффективный коэффициент размножения может быть записан как:

, • к и . » кт * т

к эфф. =-Г--г—г-,где к а, = -—-—, т =——,

(1 + а т )(1 + а Ь ) 1-к6 1-к6

2к , УЕ? В6 т2 „. кт =-х—--,к6=—-, т = —--, Ь =-.Тогдакак,для

XI 2аб+Ек Еа6+2К 21

системы уравнений, когда деление на быстрых нейтронах рассматривается как конец жизненного цикла нейтронов, к эфф. = ^т

(1 + а2т )(1 + а2Ь2) 1 + а2т В программах IRT-2D/PC и TDD-D реализован алгоритм пересчета величины эффективного коэффициента размножения в виде:

к6

к эфф. =к*эфф.+(1-к*эфф)-г—.

1 + а т

Приведены особенности реализации двумерной и трёхмерной геометрических моделей и алгоритмов решения. Показаны особенности разработанного алгоритма решения при вычислении эффективного коэффициента размножения нейтронов.

Программный комплекс TDD - URAN, который включает в себя: -программу -URAN-D (модуль в системе расчёта реактора, вычисляющим по специально разработанным и апробированным методикам макросечения для ячеек реактора, содержащих TBC, рабочие органы СУЗ или блоки отражателя, и заносящий результаты расчетов в базу данных макросечений);

-программу TDD-D трёхмерного расчёта ядерного реактора с использованием базы данных макроконстант, базы данных распределений выгорания топлива (23SU) в TBC реактора и блока расчёта выгорания топлива в реакторе;

-автоматизированный интерфейс между этими программами, использующий базу данных нейтронных макросечений и базу данных TBC по загрузке топлива, энерговыработке и распределению выгорания 235U в TBC.

Во второй главе приведены результаты верификация комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М.

С целью их верификации для рабочих загрузок исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М: ИР-8 (Москва), ВВР-СМ (Ташкент), SR-0 (Пльзень), IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ИРТ-Т (Томск) и ИРТ-МИФИ (Москва), проведен расчетный анализ таких важных для безопасности параметров ядерного реактора, как запас реактивности и эффективность рабочих органов (стержней) СУЗ.

Проведен расчетный анализ влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления эффективного коэффициента размножения с использованием результатов критических экспериментов с TBC ИРТ-2М в реакторе SR-0 (рис.1). Точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,1%Дк/к достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 * 12, то есть при размере области на узел около 0,4 см2.

10 15

Число узлов на ячейку по оси

Рис. 1. Точность расчета запаса реактивности загрузки реактора SR-0

Таблица 3

Запас реактивности компактной критической загрузки

активной зоны реактора ВВР-СМ с TBC ИРТ-2М _

Параметр Расчет Эксперимент

Количество урана-235 в загрузке, г. 2475,3^ 2534,3 2534,3

Запас реактивности загрузки р, % Дк/к 0,00 0,45 0,37

Р расч. " Р эксп. > %Дк/к -0,37 +0,08 -

' Номинальное содержание 235U в TBC.

Рабочие загрузки исследовательского реактора IRT-1 ЦАИ "Тажура" (рис. 2).

Рис.2. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" в Ливии:

1 - 4-х трубная ТБС ИРТ-2М;

2 - 3-х трубная TBC ИРТ-2М с каналом для стержня компенсации реактивности (КС); 3 - 3-х трубная TBC ИРТ-2М с каналом для стержня аварийной защиты (A3); 4 - бериллиевый блок 69x69 мм с отверстием диам. 48 мм и бериллиевой пробкой диам. 44 мм; 5 - бериллиевый блок 69x69 мм; 6-бериллиевый блок с каналом для стержня автоматического регулятора (АР);* 7-бериллиевая пробка диам. 44 мм; 8 - горизонтальные экспериментальные каналы; 9 - бериллиевая пробка диам.

100 мм; 10 - бериллиевые блоки; 11 - бериллиевая пробка диам. 150 мм; 12 -свинцовый щит; 13 — каналы пневмопочты диам. 12 мм; 14 - алюминиевый корпус реактора.

В экспериментах получено, что неравномерность по высоте активной зоны для компактной рабочей загрузки реактора максимальна в ячейке 2-3. В качестве примера для этой ячейки на рис. 3 приведены распределения относительных значений плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны. Расхождение составляет менее 10% и может быть уменьшено при использовании в расчете большего числа узлов по высоте активной зоны.

Таблица 4

Относительные значения плотности потока тепловых нейтронов в центре ячеек реактора IRT-1

Номер ячейки 2-2 3-2 5-2 2-5 4-5 5-5

Расчет 1,01 1,05 1,00 0,99 1,03 0,97

Эксперимент"' 1,02 (4) 1,06 (4) 1, 00 (4) 0, 97 (4) 1,01 (4) 0,97(4)

"'В скобках указаны погрешности в последних цифрах

i °*а

0,6

0.4

0.2

0

0 10 20 30 40 50 58

Расстояние от низа активной зоны, см Рис. 3. Расчетные (-) и экспериментальные (—) распределения относительных значений плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны в ячейке 2-3 компактной рабочей загрузки реактора ШТ-1: 1,2,3 - номера граней наружного твэла Коэффициенты неравномерности плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны в компактной рабочей загрузке реактора (рис. 2) приведены в таблице 5.

Таблица 5

Неравномерность плотности потока тепловых нейтронов по высоте активной зоны

Ячейка Номер грани Коэффициент неравномерности (Kz)

реактора наружного твэла Расчет Эксперимент

(рис. 3)

2-2 2 1,38 1,38±0,07

4 1,32 1,29±0,07

1 1,39 1,40±0,06

2-3 2 1,44 1,42±0,07

3 1,39 1,37±0,05

1 1,31 1,32±0,06

3-2 2 1,32 1,30±0,06

4 1,31 1,28±0,06

3-3 1 1.29 1,32±0.06

Разработана методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора IRT-1 с TBC ИРТ-2М получены интегральные характеристики компенсирующих стержней (рис. 4). Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает 0,2рэфф (~ 0,15%Дк/к).

10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 Глубина погружения стержня по УП, см

Рис. 4. Интегральная характеристика РО КС-1 реактора 1ЯТ-1

Сравнение показывает, что с использованием малогрупповых программ иЯАЫ-С, 1ЯТ-20/РС и ТОБ-С/4 запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,1%Дк/к, а эффективность стержней СУЗ -0,15%Дк/к.

Ошибка между

экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ с поглощающим материалом из карбида бора для исследовательских реакторов ИР-8, ВВР-СМ, ШЧ, ИРТ-МИФИ и ИРТ-Т составляет 4-12%, что вполне приемлемо для практических целей. "

Расчетные и экспериментальные значения эффективностей

Таблица 6

Наименование стержня СУЗ Место установки (ячейка) Эффективность стержня (р) Ррасч." Рэюмъ % Дк/к

Эксперимент Расчет

Рэфф % Дк/к % Дк/к

КС-1 2-3 2,85 2,25 2,30 0,05

КС-2 2-4 2,82 2,23 2,25 0,02

КС-3 3-3 3,45 2,73 2,79 0,06

КС-4 3-4 3,31 2,61 2,71 0,10

КС-5 4-3 3,38 2,67 2,69 0,02

КС-6 4-4 3,33 2,63 2,69 0,06

КС-7 5-3 2,85 2,25 2,24 -0,01

КС-8 5-4 2,85 2,25 2,19 -0,06

АЗ-1 4-2 2,92 2,31 2,38 0,07

АЗ-2 3-5 2,77 2,19 2,25 0,06

АР 6-6 0,41 0,32 0,31 -0,01

Третья глава посвящена вопросам обеспечения безопасной эксплуатации ряда исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М при использовании высокообогащенного и низкообогащенного топлива на примере реактора ВВР-СМ.

При выборе безопасного теплового режима реактора (допустимого уровня мощности) анализируется режим наиболее теплонапряжённой TBC в активной зоне. Для определения наиболее теплонапряжённой TBC проводится расчётный анализ нейтронных параметров загрузок реактора (запасов реактивности, мощностей TBC, распределений энерговыделения по высоте и сечению TBC, коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте, сечению и объему TBC и т.п.) с применением программного комплекса TDD-URAN.

При этом мощность реактора выбирается такой, чтобы коэффициент запаса до начала кипения воды на поверхности твэлов в наиболее теплонапряжённой TBC при вычислении температуры начала кипения на поверхности твэлов по корреляции Форстера-Грейфа был не менее 1,4 -г 1,5.

Максимальная плотность энерговыделения в сердечниках твэлов TBC (кВт/м3) определяется как:

NP • (а/100)

qv =--kz • ks • kT,

F • 8/2

где: NP - мощность реактора (кВт); а - мощность наиболее теплонапряжённой TBC (%); kv = kz • ks - коэффициент неравномерности энерговыделения по её объёму; F - поверхность теплоотдачи TBC (м2); S - толщина сердечника твэла (м); кт - доля мощности реактора, выделяющаяся в сердечниках твэлов.

Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ (рис. 5) при использовании TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения (вместо 90%), сделано обоснование их безопасности, разработаны рекомендации по переходу от загрузки активной зоны с 4-мя центральными бериллиевыми блоками к компактной.

Проведён анализ изменения неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны при изменении положения компенсирующих органов (КС) СУЗ в процессе отравления и выгорания топлива для компактных загрузок из 16 и 20 TBC. Из анализа следует, что неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны максимальна в её центральной области практически при любой глубине погружения КС, кроме их крайних положений. Наибольшая неравномерность достигается при погружении КС примерно 40-46 см.

Результаты расчетов рабочей загрузки из 16 "свежих" TBC показывают, что в компактной загрузке с бериллиевым отражателем максимально теплонапряженная TBC находится в периферийной ячейке при любом погружении стержней КС.

Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной TBC при полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 от глубины погружения стержней КС-3 и КС-4 показана на рис. 6. Аналогичная зависимость наблюдается для компактных загрузок из 16 и 20 "свежих" или выгоревших TBC.

Исследована неравномерность энерго-вьщеления по сечению активной зоны реактора ВВР-СМ с загрузками из 16 и 20 TBC ИРТ-ЗМ в процессе отравления и выгорания топлива. Картограмма загрузки активной зоны реактора ВВР-СМ в конце очередного цикла работы после выполнения всех перегрузочных работ показана на рис. 7. Некоторые

параметры этой

загрузки приведены в таблице 7.

Рис. 5. Картограмма компактной рабочей загрузки реактора ВВР-СМ из 16 TBC (среднее выгорание топлива -15%)

1,36 1.35 1,34 1,33 1,32

1,29 1,28 1,27 1,26 1,25

Глубина погружения КС-3 н КС-4, см (по VII)

Рис. 6. Зависимость kz для максимально теплонапряженной TBC от глубины погружения стержней КС в рабочей загрузке из 16 "свежих" TBC

- мощность TBC а относительных единицах

- выгооание топлива в TBC в процентах

- неравномерность энерговыделения по

Рис. 7. Неравномерность энерговыделения в загрузке реактора из 16 TBC с 4-мя бериллиевыми блоками

Таблица 7

Основные расчетные нейтронно-физические параметры загрузок реактора

ВВР-СМ из 16 TBC

Параметр Загрузка (рис. 7) Загрузка (рис. 5)

Запас реактивности, % Дк/к 4,6 8,1

Эффективность РО СУЗ, % Дк/к:

-3-х стержней АЗ 6,0 6,1

-стержней КС-1,КС-2,КС-3,КС-4 12,4 193

-стержней КС-1 иКС-2 6,5 7,6

-стержней КС-3 и КС-4 5,9 11,7

Неравномерность энерговыделения по сечению активной зоны 2,2 1,8

Максимальная плотность потока нейтронов в ЭК*', н/см2-с-Мвт:

-быстрых (Е>0,821 МэВ) в активной зоне 1210й 1,4-Ю0

-тепловых (Е<0,625 эВ) в отражателе 2,0-Ю13 2,5-Ю13

В результате анализа нейтронно-физических параметров этих загрузок реактора получено, что компактные загрузки как из 16, так и из 20 TBC, имеют существенные преимущества перед загрузками с центральной полостью с тем же числом TBC по:

- запасу реактивности (больше соответственно на 2,8% и 2,6% Дк/к);

- неравномерности энерговыдеяения по сечению TBC (меньше на ~ 20%);

- плотности потока тепловых нейтронов в экспериментальных каналах, установленных в отражателе (больше на ~ 20%);

- эффективности рабочих органов СУЗ.

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших TBC "свежими". "Свежие" TBC должны загружаться только в четыре центральные ячейки, как в загрузке из 16, так и из 18 TBC или 20 TBC. В TBC, размещённых в центральных ячейках активной зоны, неравномерность энерговыделения по объёму TBC в 1,31,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках. На реакторе ВВР-СМ рекомендовано перемещение TBC в активной зоне по мере выгорания топлива осуществлять по следующей схеме:

- две "свежие" TBC загружаются в центральные ячейки;

- после достижения в них ~ 20%-го выгорания они перегружаются в периферийные ячейки;

- для последнего цикла их работы они загружаются в ячейки 5-2 и 4-7;

- после чего эти TBC с максимальным выгоранием выгружаются в хранилище отработавших TBC.

Четвертая глава посвящена созданию TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%.

Сотрудники РНЦ "КИ" предложили разработать TBC типа ИРТ-4М (рис. 8), аналогичную TBC ИРТ-ЗМ, но отличающуюся от неё шириной межтвэльных зазоров, толщиной твэлов и толщиной их сердечников (таб. 2).

ОАО НЗХК изготовил 4 опытных TBC ИРТ-4М: две 8-ми трубные и две 6-ти трубные. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов в реакторе ВВР-СМ проведены ресурсные испытания 4-х TBC ИРТ-4М (двух 8-ми трубных и двух 6-ти трубных). В процессе испытаний РНЦ "КИ" осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение эксплуатации реактора с опытными TBC ИРТ-4М.

Расчетный анализ нейтронных параметров загрузок исследовательского реактора ВВР-СМ проведен с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN. По полученным результатам нейтронно-физических расчетов с помощью программы ASTRA были вычислены значения максимальных тепловых потоков, максимальных температур твэлов и запасов до поверхностного кипения как для наиболее теплонапряженной TBC в активной зоне, так и для всех испытываемых TBC ИРТ-4М.

При выборе ячеек активной зоны реактора ВВР-СМ для испытаний TBC ИРТ-4М учитывались, что неравномерность энерговыделения в TBC,

А

В

Рис.8. Поперечные сечения TBC ИРТ-4М: А - восьмитрубной, В - шеститрубной. 1 - твэлы, 2 - канал, 3 - стержень РО СУЗ, 4 - вытеснитель

расположенных в центральных ячейках активной зоны, в 1,3-1,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках. С выгоранием топлива в процессе испытаний мощность TBC будет уменьшаться. Соответственно будет снижаться и максимальная плотность теплового потока. Поэтому TBC ИРТ-4М на первом этапе испытаний должны быть размещены в центральных ячейках активной зоны. После достижения в них среднего выгорания топлива (25+30)% необходима перестановка TBC ИРТ-4М в периферийные ячейки активной зоны (второй этап испытаний).

Первые три цикла испытаний TBC ИРТ-4М проводились в загрузке активной зоны из 16-ти TBC (рис. 9). Максимальные тепловые потоки натвэлах TBC ИРТ-4М составляли 530 кВт/м2. Максимальные температуры поверхности оболочек твэлов - 82°С.

С загрузкой активной зоны (рис. 10) реактор работал ещё 3 цикла. Максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли 490 кВт/м2. Максимальные температуры поверхности оболочек твэлов - 80°С.

Среднее выгорание урана-235 в TBC ИРТ-4М в конце первого этапа испытаний составило:

- в 8-ми трубных: №4 - 27,0%; №5 - 27,3%;

- в 6-ти трубных: №6 -27,1%; №7 -26,7%

при максимальнм выгорании 37,2% и 35,8%% соответственно.

После перегрузки 6-ти трубных TBC ИРТ-4М из центральных ячеек в периферийные (ячейки 3-5 и 6-4) реактор проработал два цикла (7-ой и 8-ой). Максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли 600 кВт/м2, а максимальные температуры поверхности оболочек твэлов - 83 "С.

При формировании загрузки активной зоны реактора для 9-го цикла

7 О О О О AP<J о 7 О О О О АР<Э о

6 о 5 31 041 4 1 59 6 45 А31®27 2 1 77 6 69 А33®19 7 1 86 5 03 О40' 165 о 6 о 5 76 0154 194 520 431®38 4 175 541 A33S31 4 183 5 87 Оз 5 206 о

5 о 507 КС1О10 Е 214 Ш646 ксзО о 1 40 1,4 7 34 0 1 41 601 KC20I16 216 о 5 5 43 0218 1 91 525 КС10 0 1 94 ю5 39 ксз0131 1 38 N4613 14 0 1 38 5 03 КС2СЕ2 4 210 о

4 о 5 09 КС1<3117 215 м7 47 0 1 40 NS6 4S КС40 0 139 602 КС2012 ' 211 о 4 О 5.10 KC1Q22 е 2 09 N5 8 24 14 3 1 за NS5 37 КС40141 138 5 23 КС20 0 194 5 30 169

3 о 548 041 ; 153 7 11 О20 4 1 60 664 к32S27 6 1 81 5 39 ОИ 8 1 63 о 3 о 6 41 0 3 8 1 97 5 70 032 9 175 5 32 «2®390 1 75 5 84 0*5 7 197 О

2 о О О О О о 2 О О О О О о

2 3 4 5 6 7 2 3 4 5 6 7

544 0<15 164 • мощность TBC (%) • выгорание топлива в TBC {%) • неравномерность энерговыделения по обьемуТВС 544 СМ1 5 1 64 • мощность TBC (%) - выгорание топлива в TBC (%) • неравномерность энерговыделения по обьему TBC

Рис. 9. Картограмма загрузки акгив-ной Рис. 10. Картограмма загрузки актив-зоны реактора ВВР-СМ в начале 1-го ной зоны реактора ВВР-СМ в начале 4-цикла испытаний TBC ИРТ-4М го цикла испытаний TBC ИРТ-4М

испытаний 8-ми трубная TBC №5 была перегружена из ячейки 4-4 в ячейку 3-4. 8-ми трубная TBC №4 была перегружена из ячейки 5-5 в ячейку 6-5 при формировании загрузки активной зоны для 10-го цикла испытаний. В течение этих циклов испытаний максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли 500-540 кВт/м2, а максимальные температуры поверхности оболочек твэлов - 80-84°С.

При формировании загрузки активной зоны для 11-го цикла испытаний количество TBC в активной зоне было уменьшено до 16. В течение этого цикла максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли 620 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали 80°С.

При формировании загрузки активной зоны для 12-го цикла испытаний количество TBC в активной зоне было снова увеличено до 18. С загрузкой активной зоны из 18 TBC реактор работал ещё 5 циклов. В течение этих циклов максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли -580 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали 80°С. Поскольку в конце 15-го цикла испытаний в 6-ти трубных TBC ИРТ-4М среднее выгорание урана-235 достигло 61,4 и 60%, то испытания их были прекращены и они были выгружены из реактора.

Количество TBC в активной зоне при формировании загрузки для следующего 16-го цикла работы реактора не изменялось. В течение этого цикла максимальные тепловые потоки на твэлах TBC ИРТ-4М составляли -480 кВт/м2, а температуры поверхности твэлов достигали ITC.

За 15 месяцев испытаний в реакторе ВВР-СМ четырех TBC ИРТ-4М

достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих TBC:

- в 6-ти трубных TBC: №6-61,4%, №7 - 60%;

- в 8-ми трубных TBC: №4 - 66,5%, №5 - 60,5%

при максимальном выгорании топлива 92,6% и 92,1% соответственно. Расчётные максимальные тепловые потоки на поверхности твэлов, достигавшиеся в процессе испытаний, - более 600 кВт/м2, максимальные температуры оболочек твэлов - 84°С.

Все TBC ИРТ-4М с U02 низкообогащенном топливом сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными. Завершающим этапом разработки TBC типа ИРТ-4М с U02 топливом, обогащённым ураном-235 до 19,7%, было изготовление ОАО НЗХК опытной партии из трех TBC.

TBC ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Пятая глава посвящена разработке и обоснованию основных параметров TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, дня конверсии реактора ВВР-СМ.

Поскольку в ИЯФ АН Узбекистана нет материаловедческой лаборатории для выполнения послереакторных исследований твэлов после завершения их испытаний, то НИИАР, НИКИЭТ и ВНИИНМ предложили провести испытания экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У в реакторе МИР.М1, где можно провести такие исследования.

Экспериментальные TBC типа ИРТ-ЗМ по конструкции аналогичны TBC ИРТ-ЗМ с ураном 90%-го и 36%-го обогащения. Содержание 235U в 6-ти и 8-ми трубных TBC 351,6 и 400,0 г соответственно.

Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U-9%Mo низкообогащённым (19,7%) топливом в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 TBC с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN.

Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных TBC в реакторе ВВР-СМ при мощности 10 МВт в начале первого и второго этапов испытаний (рис. 11 и 12, таб. 8 и 9).

Условия испытаний твэлов в экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ более теплонапряжённые в периферийных ячейках активной зоны.

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 TBC 45 °С) - 95°С;

- скорость воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.

7

6

5

4

3

2

О о о о АР<Э о

0 5 69 О20 8 173 5 48 А31®32 1 1 82 5 16 О 42 8 163 571 А33®16 7 189 о

436 054 3 1 57 458 (С1043 5 1 53 5 51 КСЗфбб 1 54 6 42 Обб 1 37 5 43 КС2®36 8 168 о

О 5 48 КС1036 9 1.71 * 761 0.0 1.47 * 5 97 KC4Q0 0 162 4 52 КС2ф»6 1 51 4 50 О50 8 160

0 6 48 016 8 1 75 5 31 044 4 1 68 5 57 А32®32 5 1 89 6 02 СИ>9 1 78 О

о О О О О о

7

6

5

4

3

2

о о о о АРО о

о 496 038.1 162 5 32 А31®26 7 173 * 600 0188 188 4 76 А33®33! 178 о

4 50 0«2 1 58 5 59 сс1®ю з 1 65 5 40 KC3S5 3 142 6 28 000 1 30 598 КС2#15 6 1 78 о

О 6 21 КС1#15 5 1 81 6 41 ООО 130 5 43 КС405 7 1,39 5 55 КС2ф10 6 164 4 42 0486 156

о 5 39 ОЭ5 4j 1 66 * 7 24 194 189 551 Д32®2в ( 177 506 0384 165 О

о О О О о о

2 3 4 5 6 7

648 • мощность TBC (%) Ol6 8 • выгорание топлива в TBC (%) 1 75 • неравномерность энерговыделения по объему TBC

2 3 4 5 6 7

5 39 -мощность TBC (%)

ОЭ5 4 ' выгорание топлива в TBC {%)

1 66 - неравномерность энерговыделения по объему TBC

Рис. 11. Мощности TBC и неравно- Рис. 12. Мощности TBC и неравномерности энерговыделения в начале мерности энерговыделения в начале первого этапа испытаний (экспери- второго этапа испытаний (экспериментальные TBC в ячейках 4-4 и 4-5) ментальные TBC в ячейках 3-4 и 6-5)

Таблица 8

Параметры теплового режима экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ _в начале первого этапа испытаний_

Параметр Экспериментальная TBC Рабочая TBC

8-ми трубная 6-ти трубная

Мощность TBC, кВт 761 597 648

Макс, удельное энерговыделение в сердечнике твэла, Вт/см3 2560 2520 2960

Макс, тепловой поток (с наружной / внутренней сторон твэла), кВт/м2 657/619 647/613 806/669

Макс, температура поверхности твэла, °С 90 89 92

Таблица 9

Параметры теплового режима экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ _в начале второго этапа испытаний_

Параметр Экспериментальная TBC

8-ми трубная 6-ти трубная

Мощность TBC, кВт 724 600

Макс, удельное энерговыделение в сердечнике твэла, Вт/см3 3130 2940

Макс, тепловой поток (с наружной / внутренней сторон твэла), кВт/м2 866/693 812/654

Макс, температура поверхности твэла, °С 95 93

Экспериментальные TBC типа ИРТ-У

Проведены оптимизационные нейтронные расчёты TBC типа ИРТ-У для определения параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом для конверсии реактора ВВР-СМ и других реакторов, использующих TBC типа ИРТ-М.

Выполнены нейтронные расчёты загрузки активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 TBC типа ИРТ-ЗМ с U02 топливом 36%-го обогащения 35U для определения параметров равновесного цикла работы реактора. Определено, что длительность рабочего цикла ВВР-СМ при мощности 10 МВт составит 28 суток.

Проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ из 18 TBC ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащённым (19,7%) топливом, состоящих каждая из 176 стержневых твэлов. Геометрические характеристики твэлов: описанный диаметр твэла - 4,5 мм; длина стороны квадрата твэла - 2,9 мм; размер сердечника твэла - 2,1x2,1 мм. Определено, что при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC ИРТ-У с содержанием 415 г урана-235 могла быть достигнута такая же длительность цикла - 28 суток, как с TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Однако теплогидравлический анализ режима работы реактора ВВР-СМ с такими TBC показал, что эксплуатация реактора возможна только на мощности менее 10 МВт.

Выполнены нейтронные расчёты активной зоны ВВР-СМ из 18 TBC ИРТ-У, состоящих каждая из 172 стержневых твэлов и 4-х алюминиевых имитаторов твэлов, расположенных в углах внешнего кожуха (рис.13 и 14). Показано, что при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с TBC ИРТ-ЗМ, а эксплуатация реактора с загрузкой активной зоны из 18 TBC ИРТ-У при мощности 10 МВт допустима.

Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических

-iAh

Рис. 14. Поперечное сечение твэла стержневого типа:

1-оболочка твэла; 2-сердечник твэла Размеры твэла (мм): d=4,5; А=2,6; 5=0,4; Д=0,4; h=0,6. Размер сердечника - 1,8х 1,8 мм. Шаг размещения твэлов в TBC -4,547 мм.

Содержание U-235 в ТВ С - 380,1 г. Плотность урана в сердечниках твэлов -5,77 г/см3.

Рис13. Поперечное сечение TBC типа ИРТ-У со 172 твэлами и с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19.7%: 1 - наружный кожух; 2 - твэл; 3 внутренний кожух; 4 - стержень СУЗ; 5 - канал стержня, 6 - алюминиевый имитатор твзла

параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных TBC типа ИРТ-У в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 TBC с использованием разработанного программного комплекса TDD-URAN.

Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных TBC в реакторе ВВР-СМ при мощности 10 МВт в начале первого и второго этапов испытаний (рис. 15 и 16). Условия работы твэлов в экспериментальных TBC типа ИРТ-У более теплонапряжённые, когда TBC находятся в периферийных ячейках активной зоны (рис. 18).

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

- максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла-- 3250 Вт/см3;

- температура воды на входе в TBC - 45° С;

- скорости воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в TBC 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 TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Мо+А1 с концентрацией по урану 5,4 г/см3. Предполагается, что испытания,

7

6

5

4

3

2

О о о о арЭ о

о 6 04 О20 8 174 556 А31®321 1 83 510 042 6 1 63 5 81 А33®16 7 1 89 о

447 Ояз 1 57 466 <С1ф43 1.53 5 33 КСЗфбб 148 * 6 80 ООО 147 5 37 КС2#36 8 1 73 о

О 5 51 КС1фЗб 9 173 * 690 Ооо 152 536 КС4® 6 6 149 4 65 КС2#13 6 150 4 63 OSO 8 160

О 653 016! 175 5 34 0«4 169 5 71 М2®325 187 6.19 СИ19 177 о

о О О О О о

7

6

5

4

3

2

О О О о АР<Э о

о 502 Озб 5 162 5 35 А31®262 1 74 * 6 28 0185 1 98 4 77 *33®331 1 80 о

454 048 4 158 5 65 <C1®10 2 165 545 КСЗф 5 2 1.41 6 29 Ооо 131 606 КС2#15< 179 о

О 6 23 КС1#15 5 182 636 ООО 1.31 546 КС4®5 2 1 40 562 КС2#10 2 164 4 45 049 0 1 55

О 5 31 035 7 167 * 6 63 018Е 1 94 546 А32®26 7 1 77 5 07 СВ89 165 О

о О О О О о

6

658 Oisi

175

- мощность TBC (%)

- выгорание топлива в TBC (%}

- неравномерность энерговьщеления по объему TBC

6

5 31 С«5 7 167

- мощность TBC (%>

• выгорание топлива в TBC (%)

• неравномерность энерговыделения по обьему TSC

Рис. 15. Мощности TBC и неравномерности энерговыделения в начале первого этапа испытаний (экспериментальные TBC в ячейках 4-4 и 4-5)

Рис. 16. Мощности TBC и неравномерности энерговыделения в начале второго этапа испытаний (экспериментальные TBC в ячейках 3-4 и 6-5)

Расстояние от верха активной зоны, см

Рис. 18. Распределение плотности энерговыделения по высоте наиболее теплонапряжённого твэла в экспериментальной TBC типа ИРТ-У в ячейке 3-4

начатые в 2007 г., будут завершены в конце 2008 г. РНЦ "КИ" осуществляет научно-техническое сопровождение испытаний экспериментальных TBC.

Заключение

Диссертационная работа посвящена созданию расчетных методов обоснования параметров ИР и разработке TBC типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом.

Результатом диссертационной работы является следующее:

1. Разработаны схемы расчета нейтронно-физических параметров TBC и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами. Определена постановка задачи, описан выбор основных приближений математических моделей исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов.

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 TBC 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%Дк/к, а эффективность стержней СУЗ -0,15 %Ak/k.

4. Проведен анализ обеспечения безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М. Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ при использовании TBC 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 TBC "свежими". Перемещение TBC в активной зоне по мере выгорания топлива должно осуществляется по следующей схеме. Две "свежие" TBC 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 TBC ИРТ-4М с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом. Плотность урана в сердечниках твэлов -3,0 г/см3. TBC ИРТ-4М были изготовлены ОАО НЗХК.

Проведено научно-техническое сопровождение ресурсных испытаний в

реакторе ВВР-СМ 4-х TBC 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 TBC: в 6-ти трубных TBC: №6 - 61,4%, №7 - 60%; в 8-ми трубных TBC: №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/м, максимальные температуры оболочек твэлов - 84°С. Все TBC ИРТ-4М с U02 с низкообогащенном топливом сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными.

TBC ИРТ-4М с U02 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.

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

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

7. Определены основные параметры испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У в реакторе МИР.М1.

7.1. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-ЗМ 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 TBC 45 °С) - 95 °С;

- 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 TBC - 45° С;

- скорости воды в зазорах около твэла с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в TBC 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 TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Мо+А1 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-М.- ВАНТ. Сер.: Обеспечение безопасности АЭС. Вып. 23. Реакторные установки с ВВЭР, 2008.

3. Ryazantsev Е.Р., Egorenkov Р.М., 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 B.A. 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, стр. 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-ЗМ и ИРТ-У в реакторе ВВР-СМ (Ташкент). Препринт ИАЭ-6385/4, М., 2005.

9. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Программа TDD-C/4 трёхмерного нейтронного расчёта реактора с ТВС типа ИРТ-М в двухгрупповом диффузионном приближении. Препринт ИАЭ-4337/5, М., 1986.-33 с.

10. 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.

11. 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.

12. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДЦ-С/4,- ВАНТ. Серия: Физика и техника ядерных реакторов,1987, Вып.8, с.52-53.

13. 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

14. 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 U02 топливом, обогащенным 5U до 19,7%. Препринт ИАЭ- 6382/4, М., 2005.

15. 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

16. 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.

17. E.P.Ryazantsev, P.M.Egorenkov, V.A.Nassonov, et al. Testing of the IRT-4M type

FA with LEU U02-AI fuel in the WWR-CM reactor. Transactions of 23rd International Meeting on RERTR. October 1-6,2000, Las Vegas, Nevada, USA.

18. 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.

19. 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.

20. 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.

21. 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.

Подписано в печать 23.12.08. Формат 60x90/16 Печать офсетная. Усл. печ. л. 1,75 Тираж 70. Заказ 94

Отпечатано в РНЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1

Введение.

Глава 1. Разработка схемы расчета нейтронно-физических параметров TBC и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами.

1.1. Особенности физической схемы и нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов.

1.2. Математическая модель программы URAN -D для расчёта ячейки реактора.

1.2.1. Модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.2.2. Особенности алгоритма решения при наличии вакуумных зазоров во внутриреакторных устройствах.

1.2.3. Групповые константы.

1.3. Математическая модель двумерной программы IRT-2D/PC.

1.3.1. Двумерная модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.3.2. Особенности алгоритма решения при вычислении эффективного коэффициента размножения нейтронов.

1.3.3. Подтверждение модели расчета эффективного коэффициента размножения нейтронов.

1.4. Особенности математической модели трехмерной программы TDD-D.

1.4.1. Трехмерная модель и алгоритм решения уравнения переноса нейтронов.

1.4.2. Особенности реализации трёхмерной геометрической модели и алгоритма решения.

1.5. Программный комплекс TDD - URAN.

1.6. Результаты разработки схемы расчета нейтронно-физических параметров.

Глава 2. Верификация комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М.

2.1. Реактор SR-0 (г. Пльзень) с TBC ИРТ-2М с ураном 36%-го обогащения.

2.1.1. Критические эксперименты с TBC ИРТ-2М.

2.1.2. Влияние шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности.

2.2. Реактор ВВР-СМ (г. Ташкент) с TBC ИРТ-2М с ураном 90%-го обогащения.

2.3. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия) с TBC ИРТ-2М с ураном 80%-го обогащения.

2.4. Определение сравнительных характеристик эффективностей рабочих органов

СУЗ ряда исследовательских реакторов типа ИРТ.

2.4.1. Реактор ИР-8 РНЦ "КИ" (г. Москва).

2.4.2. Реактор IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия).

2.4.3. Реактор ИРТ-Т НИИЯФ при ТПУ (г. Томск).

2.4.4. Реактор ИРТ-МИФИ (г. Москва).

2.4.5. Реактор SR-0 (г. Пльзень).

2.5. Основные результаты верификации.

ГЛАВА 3. Обеспечение безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-ЗМ.

3.1. Методика определения допустимого уровня мощности реактора.

3.2. Исследование влияния глубины погружения компенсирующих органов СУЗ на неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны.

3.2.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC.

3.2.2. Загрузка активной зоны реактора из 20 "свежих" TBC.

3.2.3. Загрузка активной зоны реактора из 16 выгоревших TBC.

3.3. Исследование влияния загрузки реактора с TBC ИРТ-ЗМ на неравномерность энерговыделения по сечению активной зоны.

3.3.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC.

3.3.2. Загрузка активной зоны реактора из 20 "свежих" TBC.

3.3.3. Загрузка активной зоны реактора из 16 выгоревших TBC.

3.4. Выработка рекомендаций по перегрузкам TBC в равновесной загрузке активной зоны.

3.4.1. Переход к компактной загрузке.

3.4.2. Порядок замены выгоревших TBC "свежими" в компактных загрузках.

3.5. Минимизация неравномерности энерговыделения в активной зоне.

ГЛАВА 4. Создание TBC ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным ураномдо 19,7%.

4.1. Разработка твэлов и TBC типа ИРТ-4М.

4.2. Обоснование нейтронно - физических параметров и безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М.

4.2.1. Описание опытных TBC ИРТ-4М.

4.2.2. Результаты первого этапа испытаний TBC ИРТ-4М.

4.2.3. Результаты второго этапа испытаний TBC ИРТ-4М.

4.3. Завершающий этап разработки TBC ИРТ-4М.

Глава 5. Разработка твэлов и TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%.

5.1. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U-9%Mo топливом.

5.1.1. Конструктивные особенности экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ.

5.1.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных TBC типа

ИРТ-ЗМ.

5.1.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных TBC типа

ИРТ-ЗМ.

5.2. Расчетный анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом.

5.2.1. Описание TBC ИРТ-У с твэлами стержневого типа.

5.2.2. Условия первого этапа испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У

5.2.3. Условия второго этапа испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-У

5.3. Параметры испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У в реакторе МИР.М1.

Среди различных типов ядерных реакторов особое место занимают исследовательские реакторы. Исследовательские ядерные установки (ИЯУ) играют важную роль в развитии ядерной энергетики. ИЯУ используются для выполнения широкой программы фундаментальных и прикладных исследований в различных областях науки и техники.

Согласно данным МАГАТЭ на начало 2007 г. в мире насчитывалось 673 ИЯУ (исследовательские реакторы, критические и подкритические стенды), расположенные на территории 76 стран. В настоящее время действуют 245 исследовательских ядерных реакторов, 241 окончательно остановлены, 170 выводятся из эксплуатации, 9 строятся и 4 запланированы к сооружению [1].

Практическое использование атомной энергии для военных и гражданских целей началось с создания исследовательских реакторов [2]. После пуска реактора Ф-1 в 1946 году [3] и решения проблем создания атомного оружия И.В.Курчатов ускоряет в Институте Атомной Энергии проведение теоретических и экспериментальных исследований по разработке и созданию целого ряда ИР, включая реакторы с водяным замедлителем.

Это позволило создать в 1954 г. в ИАЭ первый водо-водяной реактор бакового типа ВВР-2 [4] на обогащенном уране с бесканальной активной зоной, который послужил прототипом серийных реакторов ВВР-С. Первый в СССР водо-водяной исследовательский реактор бассейнового типа ИРТ [5] проектной мощностью 1000 кВт был сооружён в ИАЭ в 1957 г. Создание водо-водяных исследовательских реакторов ВВР-2, серийных ВВР-С и ИРТ мощностью 2 МВт явилось в то время большим научно-техническим достижением отечественного реакторостроения. Реакторы этих типов были сооружены не только в атомных центрах СССР, но и в ряде зарубежных стран: реакторы ВВР-С в ГДР, Чехии, Румынии, Польше, Венгрии, Египте, а реакторы ИРТ-2000 в Болгарии, Китае, Северной Корее, Ираке.

Десятилетний опыт эксплуатации реактора ИРТ и разработка новых физических подходов позволили в 1981 г. создать новый реактор ИР-8 [6] для фундаментальных и прикладных исследований, уникальные экспериментальные возможности которого используются и в настоящее время [7].

По данным МАГАТЭ в мире: 2000 г. - 284; 2005 г. -272; 2007 г. - 245 действующих исследовательских реакторов. Тенденция к сокращению числа ИЯУ в мире сохраняется, начиная с середины 70-х годов XX века, но темпы сокращения замедляются. Дальнейшее развитие атомной энергетики вызвало необходимость создания новых ИЯУ, при этом в России до 90-х годов прошлого столетия наблюдался постоянный рост количества ИЯУ. В дальнейшем количество ИЯУ сокращается [8]. В 2006 г. в России насчитывалось 91 ИЯУ, из них: 57 действуют, 2 реконструируются, 9 законсервированы, 20 выводятся из эксплуатации и 3 строятся. В настоящее время в России 21 действующий исследовательский реактор, 2 на реконструкции, 2 на консервации, 9 выводятся из эксплуатации и 2 в стадии строительства. Реакторы бассейнового и бакового типов из-за простоты конструкции и удобства эксплуатации являются основным типом исследовательского реактора [9].

Большинство активно используемых исследовательских реакторов реконструировано, причем некоторые из них по несколько раз, с существенным увеличением мощности и плотностей потоков нейтронов [1,2].

В 1965 г. проведен первый этап реконструкции реактора ИРТ с увеличением мощности до 5 МВт, значительно расширивший его экспериментальные возможности. Плотность потоков тепловых нейтронов на выходе из

О ^ I горизонтальных экспериментальных каналов возросла до (2,0 - 4,4)-10 см* -с" [10]. После первого этапа реконструкции реактор получил название ИРТ-М.

В 1971 г. завершился второй этап реконструкции реактора с повышением номинальной мощности реактора до 6 МВт при количестве TBC в активной зоне 16 шт. Максимальная плотность потока тепловых нейтронов на выходе из горизонтального экспериментального канала возросла до 6,3-109 cm"2-c1 [11]. При загрузке активной зоны, состоящей из 30 TBC, мощность реактора была доведена до 8 МВт.

Реактор ИР-8 введен в эксплуатацию в 1981 г. для замены реактора ИРТ-М. При сохранении мощности реактора на уровне 8 МВт максимальная плотность потока тепловых нейтронов в отражателе увеличена до ~ 2,4-1014 см'^с'1 [6], а на выходе из горизонтального экспериментального канала до ~ 1,8-Ю10 см"2-с"1. В дальнейшем планировалось увеличение мощности реактора до 20 МВт и соответственное увеличение плотности потоков нейтронов еще в 2,5 раза.

Реконструкция реактора ВВР-СМ (г. Ташкент) привела к увеличению его мощности с 2 до 10 МВт и позволила значительно расширить на нем материаловедческие исследования [12]. Рассматривалась также возможность увеличения мощности реактора до 20 МВт [13].

В результате реконструкции реакторов ВВР-С в ГДР, Польше и Венгрии в них стали использоваться TBC ВВР-М2 с топливом 36%-го обогащения. В реконструированных реакторах ВВР-С в Чехии и в реакторах ИРТ-2000 в Северной Корее и Ираке - TBC ИРТ-2М с топливом 80%-го обогащения. В испытательном реакторе МАРИЯ в Польше использовались TBC MP с топливом 80%-го обогащения. Реконструкции, связанные с повышением мощности, проводились и на других исследовательских реакторах, как отечественных, так и зарубежных (например, реакторы SILOE [14], MELUSINE [15], OSIRIS [14] и др.).

С целью обновления и развития экспериментальной базы отрасли в 1991 году ФЭИ и РНЦ «КИ» были сформулированы технические требования на разработку проекта исследовательского реактора МПР мощностью100 МВт [16. 18]. Сооружение реактора было запланировано на существующей промплощадке ФЭИ. Однако из-за прекращения финансирования работы были остановлены.

В ряде бассейновых и баковых исследовательских реакторов Российской Федерации, а также в большей части зарубежных исследовательских реакторов, построенных при техническом содействии бывшего Советского Союза, применяются TBC типа ИРТ-М (табл. 1). С начала их разработки в 1963 г. было создано четыре модификации TBC (табл. 2): ИРТ-М [19], ИРТ-2М [20], ИРТ-ЗМ [21] иИРТ-4М [22].

Таблица 1

Исследовательские реакторы, использующие ТВС типа ИРТ-М п.п. Наименование реактора Расположение Дата критичности (остановки) Мощность проектная/после реконструкции, МВт Тип ТВС Обогащение топлива Примечание

1 ИРТ/ИРТ-М Москва 1957 (1979) 2/8 ЭК-10, ИРТ-М, ИРТ-2М 10%, 36%, 90% Действуют

ИР-8 1981 8 ИРТ-ЗМ 90%

2 ЬУЯ-15 Чехия 1957 2/10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 36%, 19,7%

3 ВВР-С/ ВВР-СМ Узбекистан 1959 2/10 ИРТ-ЗМ 90%, 36%

4 ИРТ-2000/ИРТ-М Грузия 1959 (1990) 2/5 ИРТ-2М 90% Выведены

5 ИРТ-2000 Болгария 1961 (1989) 2 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 36%

6 ИРТ-2000/ИРТ-М Латвия 1961 (2001) 2/5 ИРТ-2М 90%

7 ИРТ-2000/ИРТ-М Белоруссия 1962(1988) 2/5 ИРТ-2М 90%

8 ШТ-ОРЫС КНДР 1965 2/8 ЭК-10, ИРТ-2М 10%, 80%

9 ИРТ-2000 ИРАК 1967 2/5 ИРТ-2М 10%, 80%

10 ИРТ-МИФИ Москва 1967 2,5 ИРТ-2М, ИРТ-ЗМ 90% Действуют

11 ИРТ-Т Томск 1967 2/6 ИРТ-ЗМ 90%

12 эя-о Чехия 1967 0,005 ИРТ-2М 80%, 36% Выведен

13 ШТ-1 Ливия 1981 10 ИРТ-2М, ИРТ-4М 80%, 19,7% Действуют

14 VII-1 Чехия 1990 0,005 ИРТ-2М, ИРТ-4М 36%, 19,7%

15 ИРВ-М1/ИРВ-М2 Льггкарино 1974 (1990) 2 ИРТ-2М 90% Реконструкция

16 ИРТ-20 0 Болгария 2008-2009 0,2 ИРТ-4М 19,7% Реконструкция

Таблица 2

Основные параметры твэлов и TBC типа ИРТ-М

Наименование параметра ИРТ-М ИРТ-2М ИРТ-ЗМ ИРТ-4М

Обогащение урана, % 36 90/80 36 90/80 36 19,7

Число твэлов в TBC 2/3 3/4 3/4 4/6/8 6/8 6/8

Содержание 235U в TBC, г 120/155 147/171 198/230 200/265/300 309/352 265/300

Толщина твэла, мм 3,2 2,0 1,4 1,6

Толщина межтвэльных зазоров, мм 5,3 4,5 2,05 1,85

Сердечник твэла:

- материал UA1 сплав UA1 сплав UOrAl UA1 сплав (UOrAl) U02-A1 UO2-AI

- толщина, мм 1,2 0,4 0,64 0,4 0,5 0,7

- длина, мм 500 580 600 580(600) 600 600

- плотность урана, г/см3 1,22 1,22/1,37 2,5 1,07/1,2(1,1) 2,5 3,0

Объемная доля воды в TBC 0,678 0,649/0,726 /0,548/0,624 0,517/0,581

Удельная поверхность теплоотдачи, м2/л 0,2 0,265 0,525 0,513

Концентрация 235U в активной зоне, г/л 45/52 50/58 67/78 /89/101 104/118 89/101

Российская Федерация и Соединённые Штаты Америки проводят общую политику по минимальному использованию и исключению, в конечном счёте, из гражданских ядерных программ во всем мире высоко обогащенного урана -материала, используемого для производства ядерного оружия. Основное потребление высоко обогащённого урана (ВОУ, > 20% U) в гражданских целях осуществляется в исследовательских и испытательных реакторах. Если бы эти реакторы были переведены на топливо, содержащее низко обогащенный уран (НОУ,< 20% 235U), то ВОУ был бы практически исключён из использования в гражданских атомных программах. Значительный прогресс в решении этой задачи достигнут благодаря Программе снижения обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов (RERTR) в Соединённых Штатах, Канаде, Западной Европе, Японии, Китае и России.

Программа RERTR США была сформирована в 1978 г. В Советском Союзе в 1978 г. также были начаты работы по программе снижения обогащения топлива. К этому времени исследовательские реакторы, работающие в Советском Союзе, и реакторы, сооружённые по советским проектам за рубежом, использовали, в основном, TBC с топливом 90%, 80% и 36% обогащения изотопом уран-235.

В Советском Союзе программа снижения обогащения топлива предусматривала на первом этапе разработку топлива 36%-го обогащения для тех реакторов, в которых использовались топливо 80%-го и 90%-го обогащения (см. приложение 1), а на втором этапе - разработку топлива с обогащением менее 20% (19,7%) для всех реакторов.

Нейтронный расчётный анализ для определения содержания урана -235 в твэлах с топливом 36%-го обогащения для TBC типа МР, ИРТ-2М и ИРТ-ЗМ, изготовление макетов твэлов и опытных TBC и их испытания были завершены в 1988 г. (см. приложение 2). В 1989 году Советский Союз начал экспортировать TBC с U02 дисперсионным топливом с плотностью урана до 2,5 г/см3 36%-го обогащения для замены сборок с более высоким обогащением топлива.

Работы по снижению обогащения топлива были продолжены в 1994 г. Приказом Минатома РФ была введена в действие Отраслевая программа "Создание твэлов и TBC с топливом 20%-го обогащения ураном-235 для активных зон исследовательских реакторов".

В кооперации с Программой RERTR США работы были возобновлены в 1996 г. Ее целью является ускорение изготовления, испытания и демонстрации топлива, что позволит заменить топливо с ВОУ на топливо с НОУ в исследовательских и испытательных реакторах, которые снабжаются топливом российского производства.

В соответствии с Соглашением "Задание по работам для Российской программы RERTR" включало следующее:

1. Продолжение разработки твэлов и TBC типа ВВР-М2, ИРТ-ЗМ и МР с U02 топливом.

2. Разработку высокоплотного топлива.

3. Разработку твэлов типа ВВР-М5, ИРТ-ЗМ и ИВВ-10 с топливом высокой плотности и TBC с твэлами этих типов.

Актуальность

Нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программного обеспечения позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для выбора загрузок, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и TBC.

В настоящее время проводится большая работа по созданию объектно-ориентированных программных комплексов для энергетических реакторов. Повышение требований к обоснованию безопасности, характерное для современного этапа развития ядерной техники и технологи, делает важной задачу повышения качества расчетных программ. Для исследовательских реакторов, эксплуатирующих TBC типа ИРТ-М, актуальными представляются исследования, связанные как с разработкой расчетных трехмерных моделей, использующих современное константное обеспечение и методы решения, так и с адаптацией этих моделей к особенностям конкретного реактора и верификацией на основе сопоставления с экспериментальными данными.

В соответствии с Программой по снижению обогащения топлива для исследовательских и испытательных реакторов [31] ведутся работы по разработке и созданию новых модификаций TBC для реакторов бассейнового и бакового типов: ИРТ-4М, ИРТ-ЗМ и ИРТ-У.

Сотрудники РНЦ "КИ" предложили разработать TBC типа ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, аналогичные TBC ИРТ-ЗМ с U02 топливом высокого обогащения, для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии на период до разработки твэлов с топливом на основе U-Mo сплава. В соответствии с Программой в реакторе ВВР-СМ проведены успешные ресурсные испытания четырех TBC типа ИРТ-4М с плотностью урана в сердечниках - 3,0 г/см3. В процессе испытаний РНЦ "КИ" осуществлял постоянное научно-техническое сопровождение основных параметров реактора и TBC типа ИРТ-4М.

TBC ИРТ-4М уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии и IRT-1 в Ливии взамен высокообогащенного топлива.

Работы по созданию U-9%Mo топлива с плотностью урана в сердечнике твэла 5-6 г/см3, при использовании которого может быть решена проблема конверсии реактора ВВР-СМ на топливо, обогащенное ураном-235 до 19,7%, проводится уже несколько лет. Кроме разработки твэлов трубчатого типа с U-9%Mo топливом для TBC типа ИРТ-ЗМ разрабатывается также, предложенный ВНИИНМ, твэл стержневого типа для TBC ИРТ-У.

В РНЦ "КИ" проведен нейтронный расчетный анализ активной зоны ВВР-СМ из 18 TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом. Определено, что только при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-У с содержанием 380 г урана-235 параметры равновесного цикла работы реактора будут близки к тем, которые достигаются в реакторе с TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Проведен расчетный анализ нейтронных и теплогидравлических параметров для определения условий работы (испытания) двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и двух экспериментальных TBC типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащённым топливом в штатной загрузке активной зоны реактора ВВР-СМ из 18 TBC. Определены основные параметры, характеризующие условия работы экспериментальных TBC в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.

С 2007 г. проходят испытания в реакторе МИР.М1 (ОАО "ГНЦ НИИАР") две полномасштабные TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3. РНЦ "КИ" осуществляет научно-техническое сопровождение основных параметров испытаний экспериментальных TBC.

Все вышесказанное свидетельствует о высокой актуальности работы с учетом постоянно возрастающих требований к используемому топлива, к безопасности и эффективности эксплуатации исследовательских реакторов.

Цель работы;

• разработка комплекса программ нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов для решения эксплуатационных задач (выбор и обоснование загрузок, получение данных о характеристиках органов СУЗ и расчетный контроль выгорания топлива в TBC), а также разработка и реализация процедуры верификации программного комплекса на основе сопоставления с эксплуатационными экспериментальными данными;

• проведение анализа изменения неравномерности энерговыделения в процессе отравления и выгорания топлива, разработка рекомендаций по перегрузкам TBC в равновесной загрузке активной зоны и разработка методики определения допустимого уровня мощности исследовательского реактора с TBC типа ИРТ;

• участие в создании TBC типа ИРТ-4М с целью обеспечения возможности перевода на низкообогащённое топливо исследовательских реакторов, в которых используются TBC ИРТ-2М или ИРТ-ЗМ с топливом 90, 80 или 36%-го обогащения, без изменения топливной композиции сердечников твэлов (U02-A1) и научно-техническое обоснование нейтронно - физических параметров и параметров безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М с низкообогащенным топливом;

• участие в разработке тюлов и TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-У для конверсии реактора ВВР-СМ на использование топлива, обогащенного до 19,7%. Расчетное определение основных параметров, характеризующих условия работы двух экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и двух экспериментальных TBC типа ИРТ-У с U-Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, которые должны быть обеспечены при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР.М1.

Для достижения этих целей решались следующие задачи:

• выбор основных расчетных моделей, разработка и программная реализация расчетных алгоритмов;

• вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором (например, петлевые каналы реактора типа МР), и разработка алгоритма решения уравнения переноса нейтронов при наличии вакуумных зазоров во внутриреакторных устройствах;

• проведение верификации комплекса программ нейтронно-физического расчёта параметров исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М на экспериментальных данных;

• определение параметров равновесного цикла работы реактора ВВР-СМ с топливом 36%-го обогащения;

• обоснование условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;

• научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в TBC ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ.

Научная новизна включает в себя:

• разработку программного комплекса нейтронно-физических расчетов параметров исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований;

• получение уравнений для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• исследование влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления запаса реактивности;

• верификацию программного комплекса нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• научно-техническое обоснование содержания урана-235 19,7% обогащения в TBC ИРТ-У, которое обеспечит близкие параметры равновесного цикла реактора ВВР-СМ;

• результаты расчетных исследований, позволивших:

1) уточнить условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива пониженного обогащения (36% и 19,7%);

2) разработать рекомендации по перегрузкам TBC типа ИРТ-М в активной зоне исследовательских реакторов при замене наиболее выгоревших TBC "свежими";

3) обосновать нейтронно - физические параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

4) обосновать нейтронно - физические параметры испытаний в реакторе МИР.М1 экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным ураном-235 до 19,7%, исходя из характеристик штатных загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ при испытании двух таких экспериментальных TBC.

Практическая ценность работы:

• созданы программы для нейтронно-физических расчетов: одномерная URAN-D, двумерная IRT-2D, трехмерная TDD-D и программный комплекс TDD-URAN, позволяющие вычислять нейтронные функционалы ИР, в которых используются TBC типа ИРТ-М, и проведена их верификация;

• результаты расчетов по разработанным программам использованы для выбора загрузок, оптимизации использования топлива и научно-технического сопровождения эксплуатации ряда исследовательских реакторов: в том числе, ИР-8, ИРТ-Т, ВВР-СМ, IRT-1, ВВР-К и др.;

• уточнены условия безопасной эксплуатации реактора ВВР-СМ при переходе на использование топлива пониженного обогащения (36% и 19,7%);

• обоснованы нейтронно- физические параметры и безопасность испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 низкообогащенным топливом в реактора ВВР-СМ;

• определены требуемые условия испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo низкообогащенным топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC.

Основные положения, выносимые на защиту:

• верифицированный программный комплекс TDD-URAN нейтронно-физических расчетов исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации;

• вывод граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• результаты верификации комплекса программ нейтронно-физического расчета на основе сопоставления расчетных и экспериментальных данных по реакторам типа ИРТ-М;

• рекомендации по схемам перегрузки TBC в компактной загрузке активной зоны исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-ЗМ;

• обоснование основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;

• результаты испытаний опытных TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

• определение условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов типа ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1;

• обоснование условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе МИР.М1.

Апробация работы

Материалы диссертации докладывались и обсуждались как на российских семинарах, школах, совещаниях и конференциях [7, 17, 19, 24, 38,

92], так и на международных научно-технических конференциях [14, 18, 89,

100, 101, 105, 107, 108].

Личный вклад автора:

• автором лично создан комплекс программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов для фундаментальных и прикладных исследований, ориентированный на научно-техническое сопровождение их эксплуатации. Под его руководством на их основе создан программный комплекс TDD - URAN;

• автором лично получены граничные условия системы уравнений переноса 1 нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором;

• автором лично и при его непосредственном руководстве проведена верификация программного комплекса нейтронно-физического расчета реакторов с TBC типа ИРТ-М на основе сопоставления с экспериментальными данными;

• участие в проведении обоснования условий безопасной эксплуатации реакторной установки ВВР-СМ при переходе на пониженное обогащение топлива;

• участие совместно с НИКИЭТ И ВНИИНМ в работах по выбору основных параметров TBC ИРТ-4М с U02, TBC ИРТ-ЗМ и ИРТ-У с U-9%Mo топливом, обогащенным до 19,7%;

• участие в работах по обоснованию нейтронно-физических параметров и безопасности испытаний опытных TBC ИРТ-4М с UO2 топливом, обогащенным до 19,7%, в реакторе ВВР-СМ;

• научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов типа ИРТ-У с U-9%Мо топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC ИРТ-У;

• научно-техническое руководство и участие в проведении анализа условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ с U

9%Мо топливом в реакторе МИР.М1, исходя из результатов расчетов загрузок активной зоны реактора ВВР-СМ с 2-мя экспериментальными TBC ИРТ-ЗМ. Основные результаты исследований изложены в 21 публикации. Диссертационная работа состоит из введения, пяти глав, заключения и содержит 137 страницах текста, в том числе 88 рисунков, 38 таблиц и список литературы из 123 наименований.

2.5. Основные результаты верификации

С целью верификации расчетных методик и программ нейтронно-физического расчета исследовательских реакторов, в которых используются TBC типа ИРТ-М, для рабочих загрузок исследовательских реакторов ИР-8 (Москва), SR-0 (Пльзень), IRT-1 ЦАИ "Тажура" (Ливия), ВВР-СМ (Ташкент), ИРТ-Т (Томск) и ИРТ-МИФИ (Москва) проведен расчетный анализ таких важных для безопасности параметров ядерного реактора, как запас реактивности и эффективность РО СУЗ. В этих реакторах используются TBC ИРТ-2М и TBC ИРТ-ЗМ с обогащением топлива по урану-235 36%, 80% и 90%. Результаты расчетов сравниваются с экспериментальными данными.

Сравнение показывает, что с использованием малогрупповых программ URAN-C, IRT-2D/PC и TDD-C/4 запас реактивности может быть рассчитан с точностью не хуже 0,l%Ak/k, а эффективность стержней СУЗ - 0,15%Ak/k.

Сравнение с экспериментальными данными для исследовательского реактора SR-0 с TBC типа ИРТ-2М при 36%-ном обогащении топлива показывает, ' что точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,l%Ak/k достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 * 12, то есть при размере области на узел около г 0.4 см2.

Относительная ошибка между экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ с поглощающим материалом из карбида I бора для исследовательских реакторов ИР-8, IRT-1 ЦАИ "Тажура", ИРТ-МИФИ и ИРТ-Т НИИ ЯФ при ТПУ составляет 4 - 12%, что вполне приемлемо для практических целей.

Разработана расчетная методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора с TBC ИРТ-2М получена интегральная характеристика компенсирующего стержня. Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает 0,2рэфф 0,15%Дк/к).

Сравнение результатов расчетов конверсии исследовательского реактора ИР-8 при обогащении топлива 36% и 90% в TBC ИРТ-ЗМ с использованием кода IRT-2D/PC и кода URAN-C с данными расчетов методом Монте-Карло по коду MCNP [99] показывает, что в инженерных расчетах запас реактивности рабочих загрузок отличается менее чем на 1,0 %Дк/к [100].

ГЛАВА 3. ОБЕСПЕЧЕНИЕ БЕЗОПАСНОЙ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ С TBC ТИПА ИРТ-ЗМ

В 1998 г. для реактора ВВР-СМ из Российской Федерации, в связи с реализацией российско-американской программы RERTR, были поставлены TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. В обоснование безопасности перехода к использованию в реакторе ВВР-СМ TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения проведен соответствующий расчётный анализ [101]. В период перевода реактора ВВР-СМ на использование топлива 36%-го обогащения было решено изменить конфигурацию активной зоны, т.е. перейти к компактной загрузке, которая позволит повысить «качество» реактора (отношения плотности потока нейтронов к мощности реактора), обеспечивающее более экономное расходование топлива, а также уменьшить неравномерность энерговыделения в активной зоне и обеспечить работу реактора на номинальной мощности.

3.1. Методика определения допустимого уровня мощности реактора При выборе безопасного теплового режима реактора (допустимого уровня мощности) анализируется режим наиболее теплонапряжённой TBC в активной зоне. Для определения наиболее теплонапряжённой TBC проводится расчётный анализ нейтронных параметров загрузок реактора (запасов реактивности, мощностей TBC, распределений энерговыделения по высоте и сечению TBC, коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте, сечению и объему TBC и т.п.) в диффузионном приближении с применением программного комплекса TDD-URAN.

В качестве предела безопасной эксплуатации реактора принимается условие отсутствия кипения воды на поверхности твэлов. Расчётное значение температуры начала кипения на поверхности твэлов (tHK) определяется по корреляции Форстера и Грейфа [102]: tmc ~ ts+ 2,04 q °'35 р ~°'23, где tj - температура насыщения при давлении р (°С); q - локальный тепловой поток кВт/м^); р - локальное давление теплоносителя (бар).

Коэффициент запаса до начала кипения воды на поверхности максимально напряжённого твэла (к) определяется как: tHK — tBX) / (tMaKC tBX), где tHK - температура начала кипения воды на поверхности твэла (°С); twaKc ~ максимальная температура поверхности твэла (°С); tBX - температура теплоносителя на входе в активную зону (°С).

Анализ режима наиболее теплонапряжённой TBC в активной зоне проводится с помощью модернизированной программы ASTRA [103] с учетом результатов нейтронного расчета распределений энерговыделения по высоте и сечению TBC, коэффициентов неравномерности энерговыделения по высоте, сечению и объему TBC.

При этом мощность реактора выбирается такой, чтобы коэффициент запаса до начала кипения воды на поверхности твэлов в наиболее теплонапряжённой TBC при вычислении tHK по корреляции Форстера-Грейфа был не менее 1,4 4- 1,5.

Максимальная плотность энерговыделения в сердечниках твэлов TBC о кВт/м ) определяется как:

Np • (а/100) qv =-• kz • ks • kT,

F-8/2 где: NP - мощность реактора (кВт); а - мощность наиболее теплонапряжённой TBC (%); kv = kz • ks - коэффициент неравномерности энерговыделения по её объёму; F - поверхность теплоотдачи TBC (м2); 5 - толщина сердечника твэла (м); кг - доля мощности реактора, выделяющаяся в сердечниках твэлов.

Таким образом, максимальная плотность энерговыделения зависит прямо пропорциально от коэффициента неравномерности энерговыделения.

3.2. Исследование влияния глубины погружения компенсирующих органов СУЗ на неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны

Реакторы ВВР-СМ [101] и ИР-8 мощностью 10 МВт и 8 МВт соответственно по сравнению с другими исследовательскими реакторами, в которых используются TBC ИРТ-ЗМ, имеют более высокую плотность энерговыделения в сердечниках твэлов. С некоторыми загрузками активной зоны реактор ВВР-СМ вынужден работать на пониженном уровне мощности для того, чтобы избежать кипения теплоносителя на поверхности твэлов [104].

С целью минимизации плотности энерговыделения в сердечниках твэлов, на примере реактора ВВР-СМ, проведен анализ изменения неравномерности энерговыделения в активной зоне при извлечении компенсирующих органов СУЗ (стержней КС) в процессе отравления и выгорания топлива.

В связи с тем, что при извлечении стержней КС их глубина погружения поддерживается одинаковой для анализа изменения неравномерности энерговыделения рассматривалась только четвертая часть активной зоны образованная ячейками 4-5, 4-6, 3-5 и 3-6 для рабочей загрузки из 16 TBC и ячейками 4-5, 4-6, 4-7, 3-5 и 3-6 для рабочей загрузки из 20 TBC.

3.2.1. Загрузка активной зоны реактора из 16 "свежих" TBC

Результаты расчетов неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны (рис. 3.1) в ячейках 4-5, 4-6, 3-5 и 3-6 при погруженных КС-3 и КС-4 в зависимости от глубины погружения КС-1 и КС-2 в местах, указанных на картограмме загрузки (рис. 3.2) точками, приведены в таблице 3.1. Результаты расчетов неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны в тех же ячейках при извлеченных КС-1 и КС-2 в зависимости от глубины погружения КС-3 и КС-4 приведены в таблице 3.2.

Из данных таблицы 3.1 и таблицы 3.2 следует, что неравномерность энерговыделения максимальна в центральной области активной зоны практически при любой глубине погружения компенсирующих органов, кроме крайних положений. В том случае, когда КС-1, КС-2 и/или КС-3, КС-4 полностью погружены или извлечены, неравномерность энерговыделения максимальна на границе активной зоны с отражателем. В активной зоне неравномерность энерговыделения достигает наибольшего значения, когда глубина погружения КС-1, КС-2 и/или КС-3, КС-4 составляет примерно 40-46 см (по УП).

Результаты расчетов рабочей загрузки из 16 "свежих" TBC показывают, что в компактной загрузке с бериллиевым отражателем максимально теплонапряженная TBC находится в периферийной ячейке при любом погружении стержней КС.

- НОЦНОСТЬ TBC * QTHOCMTe/lkHUX единицах

- невоанаперноеть эи»вгоаыдгл»нии по TBC

Погружены стержни КС-3 и КС-4

Рис. 3.1. Картограмма компактной рабочей загрузки реактора ВВР-СМ из 16 "свежих" TBC

О ® Арф О о А 31© «3© О ф

KCio ксзэ 3 KDO 8 13 <сЮ 16 ш ф ф KCIO ссэО 4 3 <040 7 11 ссао 15 ф. в О о 2 1 10 6 9 О М 17 ф ф ф О,

Рис. 3.2. Загрузка реактора ВВР-СМ из 16

TBC (точками отмечены места расчета распределений энерговыделения по высоте активной зоны)

При полностью погруженных стержнях КС-3 и КС-4 энерговыделение максимально в точке 1 (рис. 3.2) при погружении стержней КС-1 и КС-2 от 58 до 40 см и в точке 17 (рис. 3.2) при меньшем погружении стержней КС-1 и КС-2. При полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 и извлечении КС-3 и КС-4 энерговыделение максимально в точке 17 (рис. 3.2) при погружении стержней КС-3 и КС-4 от 58 до 50 см и в точке 18 (рис. 3.2) при меньшем погружении стержней КС-3 и КС-4.

Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной TBC при полностью погруженных стержнях КС-3 и КС-4 от глубины погружения стержней КС-1 и КС-2 показана на рис, 3.3. Здесь максимальное значение коэффициента неравномерности энерговыделения Kz=l,33 (ячейка 3-6, точка 17 на рис. 3.2) достигается при глубине погружения стержней КС-1 и КС-2 от 28 до 34 см. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны в ячейке 3-6 (точка 17 на рис, 3.2) приведено на рис. 3.4. Зависимость коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте активной зоны для максимально теплонапряженной TBC при полностью извлеченных стержнях КС-1 и КС-2 от глубины погружения стержней КС-3 и КС-4 показана на рис. 3.5. В этом случае значение коэффициента неравномерности энерговыделения максимально (Кг=1,35) между ячейками 4-6 и 5-6 (точка 18 на рис. 3.2) при глубине погружения стержней КС-3 и КС-4 также от 28 до 34 см. Распределение энерговыделения по высоте активной зоны между ячейками 4-6 и 5-6 (точка 18 на рис. 3.2) приведено на рис. 3.6.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

Диссертационная работа посвящена созданию расчетных методов обоснования параметров ИР и разработке TBC типа ИРТ-М с низкообогащенным топливом. Результатом диссертационной работы является следующее:

1. Разработаны схемы расчета нейтронно-физических параметров TBC и активных зон исследовательских реакторов со сложными внутриреакторными экспериментальными устройствами. Определена постановка задачи, описан выбор основных приближений математических моделей исследовательских реакторов бассейнового и бакового типов. Автором получены уравнения для граничных условий системы уравнений переноса нейтронов с целью определения плотностей потоков нейтронов на цилиндрических поверхностях, разделённых вакуумным зазором.

2. Для решения поставленных задач автором создан ряд малогрупповых программ (одномерных, двумерных и трехмерных) расчета основных нейтронных функционалов, на базе которых с его непосредственным 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 (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. Проведен анализ влияния шага конечно-разностной сетки на точность вычисления эффективного коэффициента размножения для исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-М. Сравнение с экспериментальными данными показывает, что точность расчета запаса реактивности не хуже ~ 0,l%Ak/k достигается при числе узлов на ячейку не менее 12 х 12, то есть при размере

•"у области на узел около 0,4 см .

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

Относительная ошибка между экспериментальными и расчетными значениями эффективности стержней СУЗ составляет менее 12%, что вполне приемлемо для практических целей. Разработана расчетная методика и впервые с помощью расчета по этой методике для исследовательского реактора с TBC ИРТ-2М получена интегральная характеристика компенсирующего стержня. Различие между расчетными и экспериментальными данными не превышает ~ 0,15%Ak/k.

5. Проведен анализ обеспечения безопасной эксплуатации исследовательских реакторов с TBC типа ИРТ-М. Определены параметры компактных загрузок реактора ВВР-СМ при использовании TBC 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:

- неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны максимальна в её центральной области практически при любой глубине погружения КО, кроме их крайних положений;

- неравномерность энерговыделения по высоте активной зоны в максимально теплонапряжённой TBC в зависимости от глубины погружения КО: от 1,24 до 1,35 в загрузке из 16 "свежих" TBC, от 1,26 до 1,32 в загрузке из 20 "свежих" TBC. Наибольшая неравномерность при глубине погружения КО от 24 до 34 см (по УП).

Разработаны рекомендации по перегрузкам в равновесной загрузке активной зоны, связанным с заменой наиболее выгоревших TBC "свежими". "Свежие" TBC должны загружаться только в центральные ячейки, как в загрузке из 16, так и из 18 или 20 TBC. В TBC, размещённых в центральных ячейках активной зоны, неравномерность энерговыделения по объёму TBC в 1,3 - 1,4 раза меньше, чем в периферийных ячейках.

Перемещение TBC в активной зоне по мере выгорания топлива должно осуществляется по следующей схеме. Две "свежие" TBC загружаются в центральные ячейки. После достижения в них выгорания ~ 20% они перегружаются в периферийные ячейки.

6. В соответствии с российской программой снижения обогащения топлива исследовательских и испытательных реакторов разработаны TBC ИРТ-4М с низкообогащённым (19,7%) диоксидным топливом. Плотность урана в сердечниках твэлов ~3,0 г/см . Проведено научно-техническое сопровождение ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ четырех TBC ИРТ-4М, изготовленных ОАО НЗХК, и определены их параметры в течение 15 месяцев испытаний.

Достигнуто следующее среднее выгорание топлива в твэлах этих TBC: в 6-ти трубных TBC: №6 - 61,4%, №7 - 60%; в 8-ми трубных TBC: №4 - 66,5%, №5 - 60,5%.

Максимальное выгорание топлива с учётом его неравномерности по сечению и высоте TBC составило: в 6-ти трубных TBC: №6 - 92,6%, №7-91,3%; в 8-ми трубных TBC: №4 - 92,1 %, №5 - 83,1 %,

Расчётные максимальные тепловые потоки на поверхности твэлов, достигавшиеся в процессе испытаний, - более 600 кВт/м2, максимальные температуры оболочек твэлов - 84°С.

Все TBC ИРТ-4М сохранили конструкционные параметры, твэлы остались герметичными. Завершающим этапом разработки TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащённым ураном-235 до 19,7%, было изготовление ОАО НЗХК в 2004 г, опытной партии из 3-х TBC и проведение их приёмочных испытаний.

TBC ИРТ-4М с U02 топливом низкого обогащения, предназначенные для эксплуатации в исследовательских реакторах Узбекистана, Чехии, Ливии и Болгарии, уже поставлены на реакторы VR-1 в Чехии [109] и IRT-1 в Ливии [110] взамен высокообогащенного топлива.

7. Выполнены оптимизационные нейтронные расчёты TBC типа ИРТ-У для выбора параметров стержневых твэлов с U-9%Mo топливом. Определено, что при использовании в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-У с содержанием 415 г урана-235 могла бы быть достигнута такая же длительность цикла - 28 суток, как с TBC ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Однако теплогидравлические запасы безопасности этого варианта TBC ИРТ-У оказались недостаточными для эксплуатации реактора ВВР-СМ при мощности 10 МВт.

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

8. Определены основные параметры испытаний экспериментальных TBC типа ИРТ-ЗМ и ИРТ-Ув реакторе МИР.М1

8.1. Исходя из условий работы твэлов типа ИРТ-ЗМ с U-9%Mo топливом в реакторе ВВР-СМ, при испытании аналогичных твэлов в реакторе МИР 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 TBC 45°С) - 95°С;

- скорость воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности - 3 м/с.

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

- максимальное удельное энерговыделение в сердечнике твэла-- 3250 Вт/см3;

- температура воды на входе в TBC - 45° С;

- скорости воды в зазорах между твэлами с максимальной температурой поверхности должны быть равны скоростям в TBC типа 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 TBC ИРТ-ЗМ с трубчатыми твэлами и две полномасштабные TBC ИРТ-У со стержневыми твэлами с высокоплотным топливом в виде U-9%Mo+Al с концентрацией по урану 5,4 г/см3 . РНЦ "КИ" осуществляет научно-техническое сопровождение основных параметров этих TBC в процессе испытаний. Предполагается, что испытания, начатые в 2007 г., будут завершены в конце 2008 г.

В заключение автор считает своим долгом выразить благодарность своему научному руководителю Е.П. Рязанцеву за внимание к работе, помощь и поддержку.

1. Nuclear Research Reactors in the World. - Vienna, 1.EA, 2001 -www.iaea.org/worldatom/rrdb.

2. Жежерун И.Ф. Строительство и пуск первого в Советском Союзе атомного реактора.- М.: Атомиздат, 1978.-142 с.

3. 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.

4. Бать Г.А., Коченов А.С., Кабанов Л.П. Исследовательские ядерные реакторы, М., Атомиздат, 1972.

5. Ю.Гончаров В.В., Глухов А.М. Егоренков П.М. и др. Расширение экспериментальных возможностей реакторов типа ИРТ. Препринт ИАЭ-1920, М., 1969.

6. П.Корнеев В.Т. и др. Исследование некоторых физических и тепловых характеристик реактора ИРТ-М. Препринт ИАЭ-2434, М., 1974

7. Гончаров В.В., Егоренков П.М., Архангельский Н.В. Реконструкция реактора ВВР-С на основе использования ТВС типа ИРТ-М с повышением мощности с 2 до 10 МВт. Препринт ИАЭ-2373, М., 1974.

8. Merchie F. Доклад, представленный на встречу консультативной группы МАГАТЭ по программам реконструкции реакторов и повышения их мощности. Вена, 1978.

9. Merchie F. et al. Доклад № 77/43 на семинар МАГАТЭ по использованию исследовательских реакторов. Юлих, 14-18 сентября 1981.

10. Рязанцев Е.П., Егоренков П.М., Насонов В.А. и др. Предложения по материаловедческому петлевому реактору МПР. В сб. "Физика и техника реакторов". Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург, 1996, стр. 43-54.

11. Ryazantsev Е.Р., Egorenkov Р.М., Nasonov V.A. at all. MLR REACTOR. 2-nd International Topical Meeting on Research Reactor Fuel Management (RRFM- 98). March 29 to 31, 1998. Bruges, Belgium. p. 151-155.

12. Настоящее и будущее (физика и техника исследовательских реакторов)". Ядерное общество России, ГНЦ РФ НИИАР, Дмитровград 2002.Стр. 102 - 118.

13. Гончаров В.В. и др. Проекты повышения мощности реакторов ИРТ до 5000 кВт и расширение их экспериментальных возможностей. Доклад на международном рабочем совещании по физике и технике исследовательских реакторов. Прага, 1963.

14. Егоренков П.М., Исаев А.Н., Чернышевич В.Н., Яшин А.Ф. Соображения о повышении мощности реактора ИРТ до 8 МВт. Препринт ИАЭ-1707, М., 1968.

15. Егоренков П.М., Сальников H.JL, Кузнецов Э.М., Насонов В.А и др. Изучение на физмодели реактора МР нейтронно-физических характеристик TBC типа МР с макетом твэлатипа ИРТ-2М. Отчёт ИАЭ, инв № 60/1063, 1983.

16. Егоренков П.М., Сальников Н.Л., Кузнецов Э.М., Насонов В.А и др. Изучение нейтронно-физических характеристик TBC типа МР с макетами твэлов типа МР и типа ИРТ-ЗМ, содержащих уран пониженного обогащения. Отчёт ИАЭ, инв № 60/1096, 1984.

17. Вихров В.И., Дубровин К.П., Егоренков П.М. и др. Послереакторные исследования макетов твэлов с топливом пониженного обогащения. Отчёт ИАЭ, инв №60/340, 1987.

18. Ашрапов Т.Б., Карабаев Х.Х., Бурнашёв О.Т. Отчёт о результатах ресурсных испытаний в реакторе ВВР-СМ TBC типа ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Инв. № 1/491 ИЯФ АН РУ, 1995.

19. Егоренков П.М., Павленко В.И., Песков А.О. и др. Испытание в реакторе МР макетов твэлов типа МР и ИРТ-ЗМ с топливом пониженного обогащения в виде силицида урана в алюминиевой матрице. Отчёт ИАЭ, инв № 60/450, 1989.

20. Ашрапов Т.Б. и др. Малогрупповая расчетная модель для реакторов типа ВВР-М. Препринт ФТИ им.А.Ф.Иоффе-152, Л., 1968.

21. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. О расчете водо-водяных реакторов. Атомная энергия, 1964, т. 17, вып. 5, с. 375-379.

22. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Малогрупповая расчетная модель замедления для водо-алюминиевых активных зон. Атомная энергия , т.32, вып.З (март) , 1972. с.225-227.

23. Гарусов Е.А., Петров Ю.В. Моменты функций замедления и ее малогрупповые модели для водо-металлических смесей. Атомная энергия,т.З6, вып.2, 1974. с.131-144.

24. Насонов В.А. УРАН-А программа расчета нейтронных функционалов ячейки реактора или реактора в зависимости от выгорания топлива. Отчёт № 60/941, 1980.

25. 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.

26. Насонов В.А. Точность расчета нейтронно-физических параметров исследовательского реактора с TBC типа ИРТ-М. В сб. "Физика и техника реакторов". Материалы XXIX и XXX Зимних школ ПИЯФ. Санкт-Петербург, 1996, с. 70-98.

27. Марчук Г.И., Лебедев В.И. Численные методы в теории переноса нейтронов. М., Атомиздат, 1971.

28. Марчук Г.И. Методы расчета ядерных реакторов. М., Госатомиздат,1961.

29. Смелов В.В., Илясова Г.А. Метод расчета пространственно-энергетического распределения тепловых нейтронов в Р3-приближении в ячейках реальной формы. Сб. "Вопросы атомной науки и техники". Серия: Реакторостроение, вып. 6 (20), 1977.

30. Hick's D. Nuclear calculation methods for light water moderated reactors. AEEW-R64, 1964.

31. Chalmers J.H. and Walker G. A four group diffusion theory calculation methods for reflected homogeneous systems. AHSB(S) R-60, 1964.

32. Бать Г.А. и др. Четырехгрупповой интегральный метод расчета критичности гетерогенных U Н20-реакторов. В кн.: Физика ядерных реакторов, т. 1. М.:Атомиздат, 1966.

33. Бартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.Д., Алтухов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных энергетических реакторов. М., Энергоатомиздат. 1989.

34. Шишков Л.К. Методы решения диффузионных уравнений двумерного ядерного реактора. М., Атомиздат, 1976.

35. Смелов В.В. Лекции по теории переноса нейтронов. М., Атомиздат, 1972.

36. Насонов В.А. Программа KINP3 для решения кинетического уравнения в цилиндрической геометрии. Отчет № 60/826,1977. 51 с.

37. Смелов В.В., Илясова Г.А. Метод расчета пространственно-энергетического распределения тепловых нейтронов в Р3-приближении в ячейках реальной формы. Сб. "Вопросы атомной науки и техники". Серия: Реакторостроение, вып. 6 (20), 1977.

38. Сб. статей под редакцией X. Гринсиена и др. Вычислительные методы в физике реакторов. М., Атомиздат, 1972.

39. A.Vatulin, Y Stetsky, I.Dobrikova, E.Ryazantsev, P.Egorenkov, V.Nasonov. Preparation for in-pile tests of a LEU new type fuel element. Proceedings of the International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. LasVegas, USA, 2000. ;

40. Исследовательские реакторы НИИАР и их экспериментальные возможности/ Под ред. проф. В.А.Цыканова.-Димитровград: НИИАР, 1991.

41. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Программа TDD-C/4 трёхмерного нейтронного расчёта реактора с ТВС типа ИРТ-М в двухгрупповом диффузионном приближении. Препринт ИАЭ-4337/5, М., 1986. 33 с.

42. 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.

43. Bohl Н. et al. MUFT-4 Fast Neutron Spectrum Code for the IBM-704: WAPD-TM-72, 1957.

44. Абагян Л.П. и др. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М. Атомиздат, 1964.

45. Askew J.R. et al. A General Description of the Lattice Code WIMS. J. Brit. Nucl. Energ. Soc, 1966, vol. 5, p. 564.

46. Hellens R.L., Honeck H.H. A summary and preliminary analysis of the BNL slightly enriched uranium, water moderated lattice measurement. In: Light Water Lattices. -Vienna: IAEA, 1962, p. 27.

47. Бать Г.А. и др. Четырехгрупповой интегральный метод расчета критичности гетерогенных U- Н20-реакторов. В кн.: Физика ядерных реакторов, т. 1. - М.: Атомиздат, 1966.

48. Беляева Е.Д., Сидоренко В.Д. Расчет критичности и выгорания решеток со слабообогащенным топливом и легководным замедлителем. Препринт ИАЭ-1434. М., 1967.

49. Овчинников Ф.Я. и др. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — М.: Атомиздат, 1977.

50. Сидоренко В.Д., Пшенин В.В. Инженерные методы и программы подготовки малогрупповых констант для расчётов активных зон с легководным замедлителем. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1985, вып. 4, с. 3-9.

51. Галанин А.Д. Теория ядерных реакторов на тепловых нейтронах. М., Энергоиздат, 1984. ;

52. Reactor Physics Constants. ANL-5800, Second Edition.-Argonne National Laboratory, 1963.

53. Ombrellaro P.A. Fast Fitted Constants in Few-Group Theory. In: Naval Reactor Physics Handbook. -USAEC, 1964.

54. Е.К.Бекурц, К.Виртц. Нейтронная физика. М., Атомиздат, 1968.

55. Л.П.Абагян и др. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1964.

56. Journal of Nuclear Energy, v. 23, №9, p. 517, 1969.

57. Bogumil S., Kowalska K. The S-III-THERMOS code for the GIER computer. Report №1296/XXI/PR. Warszawa, 1971.

58. Белл Д., Глестон С. Теория ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1974.

59. Hellstrand Е., Lundgren G. The Resonance Integral for Uranium Metal and Oxide. -Nucl. Sci. Engng, 1962, vol. 12, №4.

60. Hellstrand E., Weitman J. The Resonance Integral of Thorium Metal Rods. Nucl. Sci. Engng, 1961, vol. 9, №4, p. 507.

61. Hicks D. Few-group nuclear design methods for heavy-water reactors. In.: Heavy Water Lattices (Second Panel Report). - Vienna: IAEA, 1963.

62. Насонов B.A., Ципулин B.H., Карпухин A.A., Митрофанов B.H. Точность расчета по двухгрупповой диффузионной программе критических загрузок реактора из TBC типа ИРТ-2М с ураном 36%-ного обогащения. Препринт ИАЭ-5259/4, М., 1990.-17 с.

63. Насонов В.А. МР-Д программа двумерного расчета реактора в Х-У геометрии в двухгрупповом диффузионном приближении. Отч. ИАЭ, инв. №60/1020, М., 1982.

64. Архангельский Н.В. Аннотация программы ITRNOW. //ВАНТ. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1985. Вып.9. с.68-69.

65. Картинкин В.И., Архангельский Н.В. Программа IRTSUZ расчета эффективности стержней регулирования в реакторах на тепловых нейтронах с прямоугольной решоткой. Отч. ИАЭ, инв. №15/695, М., 1973.

66. Архангельский Н.В. Программа IRTNOW двумерного расчета плотностей потоков нейтронов в двухгрупповом диффузионном приближении. Описание применения. Препринт ИАЭ 4162/5, 1985. - 14 с.

67. Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов. М., ИЛ, 1961.

68. Зизин М.Н., Шишков Л.К., Ярославцева Л.Н. Тестовые нейтронно-физические расчеты ядерных реакторов. М., Атомиздат. 1980.

69. Архангельский Н.В., Насонов В.А. Аннотация программы ТДД-С/4,- "Вопросы атомной науки и техники", Серия: Физика и техника ядерных реакторов", 1987, Вып.8, стр.52-53.

70. Егоренков П.М., Насонов В.А., Талиев A.B. и др. Расчётное определение параметров и условий испытаний мини TBC с твэлами стержневого типа в реакторе ИР-8. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-25/27-2000, М., 2000.

71. В.В.Гончаров. Исследовательские реакторы. Создание и развитие. М., Наука. 1986.

72. Исследования и разработки в реакторных научных центрах. М., РНЦ "Курчатовский институт", 1993.

73. Г.Р.Дик, А.Н.Ерыкалов, В.В.Кузьминов и др. Точность малогрупповых программ при расчете критмасс реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-1363, Л., 1988.

74. Kriticky experiment s palivem IRT-2N. Ae 6904/Dok, Skoda, 1988.

75. Гончаров B.B., Архангельский H.B., Егоренков П.М. Реконструкция реактора ВВР-С на основе использования TBC типа ИРТ-М с повышением мощности с 2 до 10 МВт. Препринт ИАЭ- 2373, М., 1974.

76. Рязанцев Е.П. Насонов В.А., Егоренков П.М. и др. Расчетный анализ начальной загрузки активной зоны реактора IRT-1 (Ливия) из 16 TBC ИРТ-4М с U02 топливом, обогащенным 235U до 19,7%. Препринт ИАЭ- 6382/4, М., 2005.

77. Техническое обоснование безопасной эксплуатации реактора ИРТ-Т НИИ ЯФ приТПУ. Томск, 1992.

78. Техническое обоснование безопасной эксплуатации реактора ИРТ-МИФИ. М., 1990.

79. Егоренков П.М., Насонов В.А., Карпухин А.А. и др. Нейтронно-физические и теплотехнические расчеты реактора ИРТ-МИФИ. М., РНЦ "Курчатовский институт", 1989.

80. Briesmeister J.F. MCNP-A General Monte Carlo N-Particl Transport Code, Version 4A. LA-12625-M (November 1993).

81. Ageron P., Fabrega S., Skok J. Hydraulique et Thermique Bulletin d'lnformations Scientifiques et Techniques. N78 - December 1963.

82. Талиев A.B. Модернизированная программа ASTRA для расчета теплового режима ТВ С исследовательских реакторов с трубчатыми коаксиальными твэлами. Препринт ИАЭ-6405/5, М., 2006.

83. Егоренков П.М., Насонов В.А., Талиев А.А. и др. Расчётное исследование параметров компактных загрузок реактора ВВР-СМ ИЯФ АН Республики Узбекистан с ТВС типа ИРТ-ЗМ с топливом 36%-го обогащения. Отчёт, РНЦ "КИ" инв. № 60/1069. М., 1999.

84. Ryazantsev Е.Р., Egorenkov P.M., Karpukhin A.A., Taliev A.V.Testing of LEU U02-A1 fuel elements in the IR-8 reactor. Report on the 20-th International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors. October 5-10, 1997.

85. J.R.Deen, N.A.Hanan, J.E.Matos and A.Rakhmanov. A Neutronic Feasibility Study for LEU Conversion of the WWR-CM Research Reactor in Uzbekistan. Proceedings of the XXI International Meeting on RERTR. Sao Paulo, Brasil, October 18-23, 1998.

86. E.P.Ryazantsev, P.M.Egorenkov, V.A.Nassonov at all. Testing of the IRT-4M type FA with LEU U02-A1 fuel in the WWR-CM reactor. Proceedings of 23rd International Meeting on RERTR. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada, USA.

87. Chernyshov V.M., Ryazantsev, E.P. Egorenkov, P.M. Nassonov at all. Results of IRT-4M type FA's testing in the WWR-CM reactor (Tashkent). Proceedings of 24th International Meeting on RERTR. 3-8 Nov 2002, San Carlos de Bariloche (Argentina).

88. Sklenka L., Matejka k. The First Critical Experiment with a LEU Russian Fuel IRT-4M at the Training Reactor VR-1. Proceedings of 27th International Meeting on RERTR-2005. 6-10 November 2005, Boston, USA, 2005.

89. Bsebsu F.M., Garner P.L., Hanan N.A. Reactivity-Induced Transient Modeling for TAJOURA Nuclear Research Reactor with HEU and LEU Fuels. Proceedings of 28th International Meeting on RERTR-2006. 29 October-2 November 2006, Cape Town, South Africa, 2006.

90. Козлов A.B., Голосов O.A., Карташёв Е.Ф. и др. Исследования герметичности экспериментальных и штатных твэлов "комбинированных'ТВС типа ИВВ-2М. Отчёт ГУП «Свердловский филиал НИКИЭТ» № Ф-007/03, 2003.

91. Козлов А.В., Голосов О.А., Карташёв Е.Ф. и др. Реакторные испытания и послереакторные исследования комбинированной ТВС № 03КМ00301-02 типа ИВВ-2М. Отчёт ФГУП «Институт реакторных материалов» № Ф-008/03, 2003.

92. A.Vatulin, Y.Stetsky, I.Dobrikova. Unification of Fuel Elements for Research Reactors. 20th International Meeting RERTR'97, Jackson Hole, Wyoming, USA, October 1997.

93. Насонов В.А., Егоренков П.М., Талиев А.В. и др. Анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВ С типа ИРТ-ЗМ с UMo топливом а реакторе МИР. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-24/155-04, М., 2004.

94. Егоренков П.М., Маланкин П.В., Талиев А.В. Верификация расчётных моделей кода REMOL для анализа аварийных режимов в бассейновых реакторах. Препринт ИАЭ-5711/5, М., 1994.

95. A. Vatulin, A.Morozov, V.Suprun at all. Development of IRT-Type Fuel Assembly with Pin-Type Fuel Elements for LEU Convertion of WWR-SM Research Reactor in Uzbekistan. 2003 International Meeting on RERTR, Chicago, Illinois, USA, October 2003.

96. N.A.Hanan, M.M.Bretscher, A.P.Olson, J.E.Matos. Feasibility Studies for LEU Conversion of the WWR-SM Reactor in Uzbekistan Using Pin-Type and Tubular Fuels. 2003 International Meeting on RERTR, Chicago, Illinois, USA, October 2003.

97. Техническое задание на разработку и создание экспериментальной ТВС ИРТ-У со стержневыми дисперсионными твэлами для испытаний в реакторе МИР 336.099.00.000 ТЗ, ФГУП ВНИИНМ, 2004.

98. Техническое задание на разработку и создание стержневого дисперсионного тепловыделяющего элемента для испытаний в реакторе МИР в составе опытных ТВС ИРТ-У 336.099.01.000 ТЗ, ФГУП ВНИИНМ, 2004.

99. Насонов В.А., Егоренков П.М., Талиев А.В. и др. Анализ условий реакторных ресурсных испытаний экспериментальных ТВС типа ИРТ-У с UMo топливом а реакторе МИР. Отчёт РНЦ "КИ" инв. № 60-24/156-04, М., 2004.

100. Vatulin A.,Dobrikova I., Suprun V. at all. Current Status of the Development of High Density LEU Fuel for Russian Research Reactors. 2007 International Meeting on RERTR. Prague, Czech Republic, 23-27 September, 2007.