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