2019-4 (33)

Эксплуатация объектов атомной отрасли

Наименование публикацииИССЛЕДОВАНИЕ СПОСОБОВ ПОВЫШЕНИЯ КВ В БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ С МОХ-ТОПЛИВОМ СТРЕМЯСЬ К МИНИМАЛЬНЫМ ЗНАЧЕНИЯМ НПЭР
АвторыА.К. Арутюнян, С.Б. Выговский, А.Г. Хачатрян
Адреса авторов

Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ», Москва, Россия

АннотацияВ данной работе приведены результаты численных исследований возможности увеличения безопасности путем применения разных видов топлива и топливного сочетания для реакторов БН с натриевым теплоносителем. Целью данной работы является исследование и обнаружение топлива или топливного сочетания с наилучшими технико-экономическими показателями и условиями безопасности для реакторной установки БН-800, которое позволит улучшить не только экономические показатели, но и эффективность всего предреакторного цикла. Так как со временем во всем мире обостряются проблемы, связанные с уменьшением количества 235U, которые приводят к повышению его цены и увеличению количества, накопленного Pu, который в начальном времени был получен в рамках военной промышленности. На сегодняшний день от переработки отработанного ядерного топлива (ОЯТ) ВВЭР и РБМК уже возникает необходимость искать пути, которые будут направлены на компенсирование этих явлений с приоритетом надежной и безопасной эксплуатации ядерной установки. Как показатель надежной и безопасной эксплуатации ЯЭУ, в рассмотренном случае является НПЭР (Натриевый Пустотный Эффект Реактивности). Получение высоких значений этой величины приводит к снижению безопасной эксплуатации ЯЭУ и заставляет искать не только пути повышение КВ, но и пути, которые приведут к получению минимальных значений НПЭР с максимальным КВ. В расчетах, направленных на уменьшение НПЭР минимальным значением КВ принято считать КВ ≥ 0,95. В работе рассмотрены влияние нескольких важнейших факторов на эксплуатационные характеристики реактора и на экономические показатели. Этими факторами являются использование разных видов топлива и топливных сочетаний, геометрические размеры реактора, распределение обогащенного топлива в активной зоне, а также изменение удельного объема топлива в разрешенных пределах. Рассмотрев влияние геометрических размеров на НПЭР, был изменен размер активной зоны за счет изменения удельного тепловыделения и объемной доли топлива. В активную зону введено топливо, ядра которого можно сказать не имеют спектральную зависимость от количества натрия. Исследования проводились на базе программного комплекса Time26 и N3D. Так же для расчетов использовались программы Excel и Mathcad.
Ключевые словакоэффициент воспроизводства, коэффициент неравномерности, топливный цикл, активная зона, натриевый пустотный эффект реактивности
ЯзыкRussian
Список литературы
  1. Кузнецов, И. А. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах / И. А. Кузнецов,
    В. М. Поплавский. – Москва : ИздАт, 2012. – 632 c.
  2. Ашурко, Ю. М. Исследование влияния натриевого пустотного эффекта реактивности на безопасность быстрого натриевого реактора большой мощности / Ю. М. Ашурко,
    К. А. Андреева, И. В. Бурьевский, А. В. Волков, В. А. Елисеев [и др.] // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – № 3. – С. 5-14.
  3. Matveev, V. I, Chebescov, A. N., Cerny, V. A. Studies, development and justification of core with zero sodium void reactivity effect of the BN-800 reactor. International Topical Meeting, Obninsk, Russia, Oct. 37, 1994. Proceedings Volume 1. P. 145-159.
  4. Поплавский, В. М. Исследование влияния пустотного эффекта реактивности на техникоэкономические характеристики и безопасность перспективного быстрого реактора / В. М. Поплавский, В. И. Матвеев, В. А. Елисеев // Атомная энергия. – 2010. – Т. 108.  Вып. 4. С. 230-235.
  5. Ринейский, А. А. Инжиниринг энергоблока с реактором на быстрых нейтронах БН-800 /
    А. А. Ринейский // Атомные стратеги. – 2006. – № 23. – С. 49-60
  6. Апсэ, В. А. Использование программы TIME26 в курсовом проектировании быстрых реакторов и электроядерных установок / В. А. Апсэ, А. Н. Шмелев. – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – 63 С.
  7. Калин, Б. А. Ядерные топливные материалы / Б. А. Калин, П. А. Платонов, И. И. Чернов,
    Я. И. Штромбах // – Москва : Издательство МИФИ, 2008. – Т. 6, ч. 2. – 672 C.
  8. Kannan, I. Power Reactors. NPTEL, Mechanical Engineering. – URL: https://nptel.ac.in/courses/112101007/1 (the date of circulation: 04/27/2019).
  9. Дементьев, Б. А. Ядерные энергетические реакторы / Б. А. Дементьев. – Москва : Энергоатомиздат, 1984. – 280 С.
  10. Kuzmin, A. V., YurkovЮ, M. M. Thermal conductivity coefficient UO2 of theoretical density and regular stoichiometry : Thermophysical Basis of Energy Technologies. MATEC Web of Conferences. Tomsk, Jan. 2017
  11. Орлов, В. В. Реакторы на быстрых нейтронах / В.В. Орлов // Атомная энергия. – 1976. – Т. 36 – С. 343-354.
  12. Hummel, H. H, Okrent, D. Reactivity Coefficients in Large Fast Power Reactors. – American Nuclear Society. 1970. 386 P.
  13. Уолтер, А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах /А. Уолтер, А. Рейнольдс. – Москва : Энергоатомиздат, 1986. – 623 с.
  14. Николаев М. Н. Плутоний / М. Н. Николаев // Физико-энергетический институт имени
    А. И. Лейпунского. – URL: www.ippe.ru/libr/pdf/94pu.pdf (дата обращения: 27.04.2019).
Страницы50 - 61
URL cтраницыАдрес статьи
 Открыть публикацию