Пуски быстрых реакторов

Г.И.Гаджиев, И.Ю.Жемков, ОПУБЛИКОВАНО 17.11.2013

С любезного разрешения одного из соавторов, мы публикуем отдельные главы (2,3 и 9) из книги "Обзор исследований нейтронно-физических характеристик, выполненных при пуске реактора БОР-60".

Авторы книги - Г.И.Гаджиев, И.Ю.Жемков. Книга издана в НИИАРе в 2011 году.

Глава 2. Расчётные исследования реактора БОР-60.

Предварительные расчётные исследования (РИ) по определению основных характеристик реактора БОР-60 начались в конце 1963 г. Результаты расчётов проверяли на критических стендах БФС 21-1 и БФС 21-9. Технический проект реактора был завершён в 1965 г.

Расчёты по уточнению НФХ реактора БОР-60 начали проводить в ФЭИ и НИИАРе с 1967 г., когда на стадии рабочего проектирования в конструкцию ТВС и реактор были внесены существенные изменения:

- увеличение толщины оболочки твэла с 0,25 до 0,30 мм;

- уменьшение диаметра твэла с 6,3 до 6,0 мм;

- изменение стали оболочки;

- введение полости для сбора газообразных продуктов деления в нижней части твэла длиной 420 мм;

- изменение плотности ЯТ;

- использование в БЭ стальных сборок вместо сборок с обеднённым ураном.

Первоначальные расчёты были выполнены по программе расчёта критических параметров гомогенного ЯР в цилиндрической одномерной геометрии в (Р1 и Р2)-приближениях. Утечку нейтронов по радиусу R и высоте учитывали введением геометрических параметров, которые принимались одинаковыми для всех физических зон. Использовали 26-групповую систему констант БНАБ-26.

Следует отметить, что результаты РИ, выполненных в обоснование ФП и ПЭ реактора БОР-60, сохранились в очень сокращённом виде.

2.1. Исследования реактора без натрия

По программе ФП реактора БОР-60 предусматривали проведение критических опытов без теплоносителя (натрия), соответственно были выполнены и РИ характеристик "сухой" зоны.

Предварительные оценочные расчёты проводили по одномерной программе. Принятый в результате расчётов критический радиус активной зоны R_кр = 21,7 см затем проверяли по двухмерной программе, в которой получили значение эффективного коэффициента размножения нейтронов k_эфф = 1,0033, то есть отличное от единицы.

Дальнейшие расчёты по двухмерной программе дали значение R_кр = 20,5 см, что соответствует загрузке 71 ТВС в реактор БОР-60.

При "сухом" ФП реактора БОР-60 по экстраполяции кривой "обратного умножения" была получена КЗ = 100-102 ТВС (более точно определить КЗ не удалось, так как на тот момент не было в достаточном количестве штатных ТВС), в то время как по предварительным расчётам КЗ оценивалась в 71 ТВС.

Таким образом, опыт проведения расчётов показал, что нельзя надеяться на хорошее согласие расчёта с экспериментом без точного учёта состава и геометрии активной зоны и БЭ.

Детальный анализ паспортных данных ТВС и результатов ЭИ, выполненных при "сухом" ФП, позволил выявить существенные расхождения между реальной и расчётной моделью реактора БОР-60.

Прежде всего, в расчётной (проектной) модели реактора была существенно завышена масса ЯТ (UO₂) в ТВС (в проекте 2,15 кг, а средняя реальная 2,08 кг) и объёмная доля стали в пакетах БЭ (в проекте 76,3 и 23,7% стали и натрия, а реальная 72 и 28% стали и натрия, соответственно).

Последующий повторный расчёт "сухого" ФП с уточнением загрузки ЯТ, объёмной доли стали в БЭ, а также с уточнёнными данными по сечениям деления и поглощения ²³⁵U позволил определить КЗ реактора БОР-60 без натрия и при всех извлечённых из активной зоны стержнях СУЗ в количестве 99-101 ТВС. То есть, отличие реального значения составило 1-2%.

Результаты сравнения расчётного и экспериментального значений натриевого пустотного эффекта реактивности (НПЭР), выполненного на стенде БФС, показали, что данный ЭР для реактора БОР-60 рассчитывался с погрешностью до 15-20%.

Расчётный НПЭР реактора БОР-60 составил приблизительно 3,86%Δk/k, где Δk изменение эффективного коэффициента размножения нейтронов; k - эффективный коэффициент размножения нейтронов.

2.2. Исследования реактора с натрием

Первые же результаты расчётов, выполненных в ФЭИ, показали, что эффективный коэффициент размножения нейтронов весьма чувствителен к методу расчёта.

Существенные различия в k_эфф были обнаружены как при сравнении результатов расчётов в одно- и двухмерной геометрии (отличие в k_эфф до 4%), так и при сравнении диффузионных методов и методов, основанных на решении кинетического уравнения в более высоких приближениях (отличие в k_эфф до 5%).

Результаты анализа РИ и ЭИ, выполненных на стенде БФС, показали, что для реактора БОР-60 неопределённость в k_эфф составляет 1,5% (или 5 ТВС) и в основном обусловлена погрешностью определения эффекта гетерогенности, точностью расчётного метода и неопределённостью состава и размеров реактора.

Предварительный, до проведения "сухого" ФП, расчётный критический радиус активной зоны реактора БОР-60 при температуре натрия 200°С составил 18,8 см, что соответствует 63 пакетам: 58 ТВС, два компенсирующих стержня (КС) и три хвостовика стержня аварийной защиты (АЗ).

После проведения "сухого" ФП и внесения соответствующих уточнений в расчётные модели (см. ранее) расчётная КЗ "холодного" (температура Т = 200°С) реактора с натрием составила 69 ТВС, а экспериментальная КЗ для данного состояния реактора - 71 ТВС, то есть расхождение получилось достаточно большое (до 3%).

Расчёты проводили по двухмерной программе в (R, Z)-геометрии для реальной загрузки ЯТ в ТВC и определения содержания стали в пакетах БЭ.

На стадии проектирования реактора БОР-60 для определения эффективности ρ стержней СУЗ использовали те же расчётные методики и константы, что и для определения КЗ.

В процессе проверки расчётных методов на критической модели реактора, собранной на стенде БФС, выяснили следующие особенности:

- при определении эффективности центрального стержня (КС2) большую погрешность вносят эффекты "прострела" нейтронов вдоль каналов с натрием;

- используемые методы расчёта и константы недостаточно точно описывают спектр нейтронов;

- использование теории возмущений для определения эффективности стержней вносит дополнительные погрешности.

Расчёты ρ стержней СУЗ выполняли по следующей методике:

- прямой расчёт эффективности стержня СУЗ в центральной ячейке реактора;

- определение по теории возмущения зависимости эффективности стержня от радиуса его размещения в активной зоне;

- нормирование кривых зависимости эффективности стержня от радиуса на эффективность данного стержня СУЗ в центре активной зоны.

Расчётные значения эффективности стержней СУЗ для "холодного" состояния (Т = 200°С) реактора БОР-60 с натрием и без него ("сухая" зона) приведены в Табл. 2.1.

Отличия при расчёте эффективности стержней СУЗ в одно- и двухмерной геометрии составили до 30%. В "сухой" зоне эффективность стержней СУЗ, в среднем, на 16% ниже, чем в зоне с натрием.

Таблица 2.1. Эффективность стержней СУЗ, %Δk/k.

В целом, объём расчётных исследований характеристик БОР-60, выполненных в 1960-ых гг., и точность полученных результатов соответствовали имеющемуся программному и константному обеспечению, а также мощности ЭВМ.

Следует отметить, что тогда значительно большее внимание уделялось экспериментальным исследованиям, проводимым как до, так и после пуска БОР-60.

Экспериментальные исследования были выполнены в большом объёме и позволили определить практически все характеристики БОР-60, внести изменения и поправки в расчётные программы и модели.

Благодаря выполненным экспериментальным и расчётным исследованиям, реактор БОР-60 успешно и надёжно эксплуатируется и в настоящее время, являясь рекордсменом среди РБН по длительности эксплуатации.

Глава 3. Экспериментальные исследования при физическом пуске реактора БОР-60.

3.1. Физический пуск реактора без натрия

К концу 1968 г. завершились строительно-монтажные работы по пусковому комплексу первой очереди РУ и было принято решение провести пробный, "сухой" (без натрия), ФП реактора БОР-60.

Первые критические эксперименты на БОР-60 были проведены в конце 1968 года. Эксперименты проводили в корпусе реактора с имитатором коллектора, без теплоносителя и верхних поворотных пробок. Активную зону реактора заполняли стальными макетными и экранными пакетами, которые, по мере догрузки, замещали штатными ТВС.

Датчики пусковой аппаратуры СУЗ в полиэтиленовых чехлах с толщиной стенки 15 мм были установлены в крайние ячейки БЭ. Штатные приводы и механизмы СУЗ размещали на временной крышке реактора.

В результате проведённых ЭИ была получена только экстраполированная "сухая" КЗ реактора БОР-60, которая составила около 102 ТВС. При этом в зону было загружено 86 имевшихся на тот момент ТВС. Для достижения критичности в активную зону установили 9 сборок с замедлителем (с полистиролом).

Был определён НПЭР, проверена собираемость зоны реактора БОР-60, отработаны транспортно-технологические операции, получено соотношение между нейтронными потоками (по камере деления с ²³⁵U) в зоне, в вертикальных экспериментальных каналах и штатных каналах СУЗ, выявлена возможность контролировать загрузку с помощью датчиков, установленных в крайние ячейки БЭ.

Предварительно (перед заливкой натрия) в корпус реактора были установлены 113 стальных макетных пакетов (МП), 7 пакетов СУЗ и 145 стальных штатных экранных пакетов; в ячейку 6-го ряда Б26 (563 - старое имя ячейки) помещён пакет с (Po-Be)-нейтронным источником мощностью 4,4×10⁷ с^-1.

В начале декабря 1969 г. реактор БОР-60 был подготовлен к критическим опытам с натрием. Проведены первые эксперименты.

Копия сохранившейся рабочей картограммы БОР-60, использовавшейся при ФП, показана на Рис. 3.1.

Рис. 3.1. Картограмма загрузки реактора БОР-60 (05.12.1969 г.).
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

3.2. Физический пуск реактора с натрием

В начале декабря 1969 г. Государственной комиссией было дано разрешение на ФП реактора БОР-60, который был проведён 14 декабря 1969 г.

Во время ФП для контроля загрузки ТВС в вертикальные ЭК (ВЭК) кроме штатных приборов СУЗ с их датчиками установили дополнительные датчики СУЗ: две камеры деления (КНТ-54), подключённые к двум счётно-пусковым установкам, и четыре ионизационные камеры (КНК-56) со своими вторичными приборами.

Для увеличения эффективности регистрации нейтронов пусковые датчики СУЗ имели полиэтиленовые чехлы толщиной 15 мм. Схема расположения нейтронного источника, дополнительных датчиков СУЗ и перечень вторичных приборов показаны на Рис. 3.2.

Рис. 3.2. Датчики контроля и перечень вторичных приборов,
использовавшихся при ФП реактора БОР-60 (1969 г.).

Предварительно разогретый корпус реактора БОР-60 заполнили натрием при температуре 180°C. Очистили контур (натрий) от механических примесей сетчатыми фильтрами, после чего фильтры были извлечены.

Система индикации и очистки теплоносителя обеспечивала поддержание чистоты натрия в контуре с массовой долей по кислороду не более 2×10^-4%.

После заполнения реактора натрием за счёт дополнительного замедления и поглощения нейтронов интенсивность счёта импульсных установок уменьшилась на 30%.

К загрузке было подготовлено 92 ТВС, после необходимой проверки и доводки укомплектованных по группам в соответствии с картограммой загрузки и "Инструкцией по проведению физического пуска" (Рис. 3.3).

Рис. 3.3. Картограмма загрузки реактора при ФП с натрием (1969 г.).
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Загрузку активной зоны с натрием во время ФП проводили при всех опущенных органах регулирования последовательной заменой МП на предварительно разогретые в печи до 150-180°C ТВС при постоянном контроле по пусковым импульсным и токовым приборам.

Так как масса ²³⁵U в различных ТВС была равна (2075±75) г, картограмму расположения ТВС составили так, чтобы среднее значение массы ²³⁵U на одну ТВС по рядам равнялось 2075 г.

Одновременно предусматривалось такое размещение ТВС, чтобы в контролируемых по температуре (а в дальнейшем и в других измерениях) направлениях по осям А, В, С и Д находились ТВС с примерно одинаковой массой ЯТ (см. Рис. 3.2).

Контроль загрузки проводили по двум импульсным и одному токовому каналам с построением зависимости "обратного умножения" от числа ТВС. Опорные показания (нулевые отсчёты) для каждого из каналов детектирования были получены для полностью заполненного стальными пакетами и натрием реактора.

В процессе экспериментов выяснилось, что токовые каналы менее подвержены помехам в условиях промышленных зданий. При конечной стадии загрузки (при подкритичности 7%Δk/k) погрешность контроля за загрузкой по импульсным и токовым каналам составила 0,1%Δk/k.

Кривая "обратного умножения" нейтронов источника в тысячных единицах "обратного умножения" (ТОУ) в зависимости от количества загруженных ТВС показана на Рис. 3.4. Она получена усреднением замеров по всем независимым каналам контроля (ионизационная камера КНК-56, см. Рис. 3.2).

Рис. 3.4. Зависимость кривой "обратного умножения" от числа ТВС в реакторе БОР-60

После загрузки в зону 34, 49, 62, 70 и 75 ТВС (см. Рис. 3.3) проводили "взвешивание" стержней СУЗ в подкритическом состоянии по изменению "умножения". Эффективность стержней СУЗ сравнивали с эффективностью последних догруженных ТВС, что позволило определить безопасное число ТВС в следующей догрузке.

Зависимость эффективности КС2 (в ТОУ) от числа загруженных ТВС приведена в Табл. 3.1 и на Рис. 3.5. Измерения были проведены при погруженных в зону стержнях СУЗ.

Таблица 3.1. Эффективность КС2 в реакторе БОР-60 в зависимости от числа ТВС.

Рис. 3.5. Зависимость эффективности КС2 от числа ТВС.

При 70 ТВС были измерены интегральные эффективности стержней СУЗ. Измерения проводили в ТОУ при поочередном опускании стержней СУЗ в активную зону реактора. Остальные (кроме стержня, введённого в активную зону) стержни СУЗ были при этом взведены в крайнее верхнее положение.

В результате выполненных критических экспериментов были получены следующие результаты:

- "чистая" критическая загрузка при всех взведённых стержнях СУЗ - 72 ТВС;

- критическая загрузка при опущенных КС2, КС1, АР1, АР2 - 80 ТВС;

- критическая загрузка при всех опущенных стержнях СУЗ - 88-90 ТВС.

В процессе проведения данных экспериментов циркуляция натрия в реакторе отсутствовала. Расчётная критическая загрузка реактора БОР-60 при всех извлечённых стержнях СУЗ составила 69 ТВС.

Таким образом, экспериментальная КЗ реактора БОР-60 при температуре натрия 180°С (температура поддерживалась системой воздушного обогрева корпуса) и отсутствии циркуляции натрия при всех извлечённых стержнях СУЗ составила 72 ТВС.

Следует отметить, что в КЗ необходимо ввести погрешность, определяемую влиянием накопленных газовых (аргон) пузырей (барометрического ЭР) на запас реактивности и равную - 0,3%Δk/k, что эквивалентно одной ТВС на периферии активной зоны.

Следовательно, за экспериментальную КЗ реактора БОР-60 следует принимать 71 ТВС, что отличается от расчётной (69 ТВС) на две ТВС или на 0,55-0,60%Δk/k.

Пуск энергетический реакторной установки БОР-60 с отводом тепла на воздушный теплообменник был осуществлён 28 декабря 1969 г.

Глава 9. Пуск реактора CEFR.

Краткая характеристика реактора CEFR

Китайский экспериментальный натриевый реактор на быстрых нейтронах (CEFR) построен, и осуществляется его пуск с помощью российских организаций и специалистов. Проект реактора выполнен в ОКБМ. Картограмма реактора CEFR, соответствующая ФП, показана на Рис. 9.1.

Рис. 9.1. Картограмма загрузки реактора CEFR в начальном состоянии (ФП).
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Тепловая мощность реактора составляет 65,5 МВт. В штатном состоянии а.з. реактора будет находиться 81 ТВС с размером "под ключ" 56,6×1,2 мм; шагом размещения ТВС 61,0 мм. В ТВС содержится 61 твэл диаметром 6,0×0,3 мм. Высота активной зоны 450 мм.

В твэлах используют оксидное урановое топливо с обогащением по ²³⁵U 64,4%. ТВС имеют верхнюю (высота 100 мм) и нижнюю (высота 250 мм) торцевые зоны воспроизводства. Активная зона окружена стальной защитой.

Максимальная F_n достигается в центре активной зоны в конце цикла и составляет 3,2×10¹⁵ см^-2×с^-1.

В реакторе 8 стержней СУЗ: три стержня АЗ, три - КС, 2 - РС. В КС и АЗ используют обогащённый до 92% по изотопу ¹⁰В карбид бора, в РС - естественный карбид бора.

В целом реактор CEFR по своим геометрическим размерам (аксиальные размеры а.з. и ТЗВ; диаметр твэла, эквивалентный диаметру а.з.), конструкции ТВС и стержней СУЗ, числу ТВС, массе ²³⁵U и соответственно по НФХ очень близок к реактору БОР-60.

Поэтому пуск реактора CEFR (через 40 лет после пуска реактора БОР-60) представляет большой интерес с точки зрения оценки точности проведённых расчётов КЗ по современным кодам и константам.

Расчётные исследования CEFR

Первые РИ по определению основных характеристик реактора CEFR были проведены в начале 1990-ых гг. в ФЭИ и ОКБМ. Результаты расчётов НФХ активной зоны и их точность проверяли на критических сборках серии БФС-83. Технический проект реактора был готов в 2000 г.

Для РИ использовали программы: SYNTES ((R-Z)-геометрия, 9-групповое диффузионное приближение; программа аттестована - паспорт ГАН РФ № 17 от 18.03.1993 г.), JARFR (3-мерная геометрия, 9-групповое диффузионное приближение; программа аттестована - паспорт ГАН РФ № 142 от 27.06.2002 г.) и отдельные расчёты (ЭР, СУЗ) были выполнены по комплексу программ TRIGEX-БНАБ90.

Проведённые исследования позволили оценить погрешность расчёта:

- критического состояния ±0,7% или ±2 ТВС;

- энерговыделения в ТВС активной зоны ±5%;

- мощности ТВС в ВРХ ±30%.

КЗ реактора в номинальном состоянии была оценена в 81 ТВС, а в начальном состоянии примерно в 79 ТВС при частично введённых КС. Минимальная КЗ составила 69-72 ТВС.

Расчёты реактора CEFR, выполненные в CIAE (КНР) по различным комплексам программ, дали следующие значения минимальной КЗ: 72-73 ТВС по программам, в которых реализован диффузионный метод (CITATION-VITAMIN, YND-LIBU), и 71-72 ТВС по программам, в которых реализованы более точные методы (MCNP-3, ERANOS 2.0 - JEF 2.0).

Таким образом, погрешность расчётного предсказания КЗ реактора CEFR была такая же (2 ТВС или примерно 0,75%), что и при расчётах реактора БОР-60.

Критическое состояние реактора

Следует отметить, что в целом программа ФП реактора CEFR во многом повторяет программу ФП реактора БОР-60 (Рис. 9.2).

Минимальная КЗ достигается при полностью выведенных из активной зоны органах СУЗ. Загрузка реактора начинается с загрузки БЭ сборками стальной защиты (ССЗ) и с карбидом бора.

В проекте предусмотрено два типа ССЗ, отличающихся диаметром стальных стержней. После загрузки БЭ в активную зону загружают стальные имитаторы ТВС. В ячейках ВРХ размещают 56 имитаторов ТВС.

Рис. 9.2. Картограмма загрузки реактора CEFR при ФП.

Разогрев корпуса реактора до 220°С осуществлялся около 24 сут (15 эфф.сут). В реактор было залито 257 т натрия. Во время ФП температуру натрия в баке реактора поддерживали на уровне примерно 250°С.

Перед набором КЗ измеряли фон для импульсных каналов, который составил менее 1 имп./с. После этого был проведён набор КЗ замещением имитаторов в активной зоне на ТВС от центра к периферии (см. Рис. 9.2).

Минимальная КЗ для стартового состояния реактора CEFR характеризуется вводом в активную зону двух ССЗ вместо двух ТВС для компенсации избыточной реактивности, связанной с полной загрузкой реактора "свежим" ЯТ.

30.07.2009 г. в центральную ячейку активной зоны CEFR был установлен источник нейтронов - специальная кассета с ампулами ²⁵²Cf (9,1×10⁸ с^-1). Счёт каналов контроля составил около 40 имп./с.

Достижение критического состояния реактора планируется в июне 2010 г., а ПЭ в июле-сентябре 2011 г.

Книга писалась до завершения пуска CEFR. - Прим. AtomInfo.Ru.

Программа ЭИ (запланированных при пуске CEFR) включает стандартный набор. В течение пяти месяцев планируют провести следующие основные ЭИ (всего ЭИ более 500):

- достижение минимальной КЗ, КЗ в "холодном" (Т = 250°С) и "горячем" (Т = 360°С) состояниях;

- достижение эффективности стержней СУЗ и их градуировка;

- измерение эффектов реактивности (ТЭР, МЭР, БЭР, ГДЭР, НПЭР, ТВС);

- активационные измерения (фольги) в активной зоне и БЭ (распределение энерговыделения, сечения взаимодействия нейтронов, спектральных индексов, спектров нейтронов, нейтронной мощности и т.д.).

Ключевые слова: Быстрые натриевые реакторы, БОР-60, Китай, Игорь Жемков

---

Другие новости:

К слушаниям в Болгарии: дорогу осилит идущий

Вопросы накануне слушаний по ОВОС для блока №7 АЭС "Козлодуй".

Фоторепортаж о конференции "ВВЭР-2013" в Праге

Конференция открылась 11 ноября.

Фоторепортаж о семинаре по учёту и контролю ядерных материалов в ГНЦ РФ - ФЭИ

Семинар завершился 15 ноября.

---

---

---

---

Поиск по сайту: