Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

30.09.2019 2019 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

О.И. Булах О.К. Костылев В.Н. Нестеров Э.К. Чердизов

https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.04

Одними из претендентов на лидерство среди реакторов нового поколения являются высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы. Принципиальными особенностями этого типа реактора являются высокоэффективное производство электроэнергии (КПД около 50%), использование высокотемпературного тепла для технологических производств, самозащищенность активной зоны, возможность реализации различных вариантов топливных циклов, пониженное радиационное и тепловое воздействие на окружающую среду, прогнозируемая приемлемость экономических показателей в отношении стоимости электроэнергии по сравнению с альтернативными энергоисточниками.

Для высокотемпературных реакторов уровень выходных температур теплоносителя в пределах 750 – 950°C определяет использование графита в качестве конструкционного материала активной зоны и гелия в качестве инертного теплоносителя. Применение графита обусловливает большую теплоемкость активной зоны и ее практическую нерасплавляемость.

Срок службы реакторного графита зависит от значения критического флюенса повреждающих нейтронов. Критический флюенс определяется температурой облучения и плотностью потока сопутствующего гамма-излучения. Значения критического флюенса графита в высокотемпературной области 800 – 1000°C уменьшаются в пределах 1·1022 – 2·1021 см–2 соответственно. Компактность активной зоны приводит к росту доли повреждающих нейтронов в общем потоке. Эти обстоятельства обусловливают относительно низкие значения ресурса графитовых конструкций высокотемпературных реакторов.

Приводятся конструктивные особенности и эксплуатационные параметры высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ГТ-МГР. Получены результаты нейтронно-физического расчета, позволяющие определить значения плотностей потоков повреждающих нейтронов, глубины выгорания ядерного топлива и выработанного ресурса графита топливных блоков. Показано несоответствие максимумов в зависимостях значений глубины выгорания ядерного топлива и выработанного ресурса графита топливных блоков по высоте активной зоны.

В результате анализа расчетных данных разработаны схема и методика перегрузки топливных блоков реактора ГТ-МГР для обеспечения проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита.

Ссылки

1. Гребенник В.Н., Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы – инновационное направление развития атомной энергетики. – М.: Энергоатомиздат. – 2008. – 136 с.
2. Мочалов А.М., Наймушин А.Г., Нестеров В.Н., Пугачев Д.К. Определение скорости накопления запасенной энергии Вигнера в графитовом замедлителе // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – №4 – С. 101-111.
3. Цыганов А.А., Хвостов В.И., Комаров Е.А., Котляревский С.Г., Павлюк А.О., Шаманин И.В., Нестеров В.Н. Проблемы утилизации реакторного графита остановленных промышленных уран-графитовых реакторов // Известия Томского политехнического университета. – 2007. – Т. 310. – № 2. – C. 94-98.
4. Гончаров В.В., Бурдаков Н.С., Виргильев Ю.С.и др. Действие облучения на графит ядерных реакторов – М.: Атомиздат. – 1978. – 272 с.
5. Платонов П.А., Чугунов О.К. Радиационное повреждение графита и проблема продления срока службы графитовых кладок РБМК. / Труды VII Международной конференции по реакторному материаловедению, Димитровград – 2003. – Т.1. – С. 95-114.
6. Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч. Справочник по ядерным энерготехнологиям: / Пер. с англ. под ред. В.А. Легасова. – М.: Энергоатомиздат. – 1989. – 752 с.
7. MohammadkhaniF., ShokatiN., MahmoudiS.M.S., YariM., Rosen M.A. Exergoeconomic assessment and parametric study of a Gas Turbine-Modular Helium Reactor combined with two Organic Rankine Cycles // Energy. – 2014. – Т. 65. – PP. 533-543.
8. Sahin S., Erol O., Sahin H. M. Investigation of a gas turbine-modular helium reactor using reactor grade plutonium with Th-232 and U-238 // Progress in nuclear energy. – 2016. – Т. 89. – PP. 110-119.
9. Kodochigov N., Sukharev Yu., Marova E., Ponomarev-Stepnoy N., Glushkov E., Fomichenko P. Features of calculation of temperature reactivity coefficient in the GT-MHR reactor. // In: III-rd Intern. Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology. Johannesburg, South Africa, 1–4 Oct., 2006, Paper C00000173, CD. 9. – PP. 31-42.
10. Evaluation of high temperature gas cooled reactor performance: Benchmark analysis related to the PBMR-400, PBMM, GT-MHR, HTR-10 and the ASTRA critical facility / IAEA-TECDOC-1694, International Atomic Energy Agency, Vienna (2013). P. 688.
11. Chen F., Dong Y., Zheng Y., Shi L.Benchmark Calculation for the Steady-State Temperature Distribution of the HTR-10 under Full-Power Operation // Journal of Nuclear Science and Technology. – 2009. – Vol. 46. – No 6. – PP. 572-580.
12. LaBar M.P., Shenoy A.S., Simon W.A., Campbell E.M. The Gas Turbine Modular Helium Reactor. // Nuclear News, Oct. 2003. – P. 28.
13. Gas turbine power conversion systems for modular HTGRs. / IAEA-TECDOC-1238, International Atomic Energy Agency, Vienna (2001). 209 р.
14. Нестеров В.Н. Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов работоспособностью графита. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – №. 2. – C. 133-142.
15. Головацкий А.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В.Организация итерационного процесса при численном восстановлении спектра нейтронов в размножающей системе с графитовым замедлителем // Известия вузов. Физика. – 2010. – Т.53. – № 11. – Вып. 2. – С.10-14.
16. Шаманин И.В., Беденко С.В., Нестеров В.Н., Луцик И.О., Прец А.А. Решение системы многогрупповых уравнений переноса нейтронов в подкритических системах. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2017. – №4. – С. 38-49.
17. Головацкий А.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В. Влияние состава и выгорания ядерного топлива на действующее значение плотности потока повреждающих нейтронов в реакторе ГТ-МГР // Известия Томского политехнического университета. – 2010. – Т. 316. – № 4. – С. 14-18.
18. Байбаков Д.Ф., Годовых А.В., Мартынов И.С., Нестеров В.Н. Влияние нуклидного состава топливной загрузки на размножающие и воспроизводящие свойства активной зоны реакторной установки КЛТ-40С // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 2. – С. 99-111.
19. Седов А.А., Фролов А.А. Расчетное исследование влияния некоторых систематических факторов на температуры топлива в сверхвысокотемпературном газовом реакторе с призматическими ТВС // ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов. – 2010. – № 3. – C. 80-90.
20. Бойко В.И., Гаврилов П.М., Кошелев Ф.П. и др. Оценка ресурса графита топливных блоков реактора ГТ-МГР // Известия Томского политехнического университета. – 2005. – Т. 308. – № 5. – C. 81-84.
21. Головацкий А.В., Нестеров В.Н., Шаманин И.В. Оптимальная температура эксплуатации графита для обеспечения проектной глубины выгорания ядерного топлива в реакторе ГТ-МГР // Известия Томского политехнического университета. – 2011. – Т. 319. – № 2. – C. 71-76.

критический флюенс реакторный графит повреждающие нейтроны ресурс срок службы глубина выгорания

Ссылка для цитирования статьи: Булах О.И., Костылев О.К., Нестеров В.Н., Чердизов Э.К. Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2019. – № 3. – С. 40-52. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2019.3.04 .