В. И. Трушкин Открытое акционерное общество "Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля" ОАО «никиэт» (стр. 1 из 2)

ИCCЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ 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 (⁹⁹Мо, ¹³¹I, ¹²⁵I, ³⁵S, ³²P, ⁹⁰Y, ¹⁶⁶Ho, ⁶⁰Co, ¹⁵³Sm, ¹⁹²Ir).

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:	B4C	B4C	B4C	B4C	B4C
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/см2с×Вт	4,4×107	3,2×107	3,3×107	2,05×107	2,3×107