Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора Советский патент 1990 года по МПК G21C23/00 

I

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к критическим сборкам для моделирования крупных энергетических реакторов на быстрых нейтронах.

Целью изобретения является снижение затрат на проведение экспериментов, связанных с моделированием плутониевого брицера с использованием , в качес гве делящегося материала ура- на-235.

На фиг. 1 изображена схема тепло- вьщеляющей сборки (ТВС) с областями, заполненны ш .различным составом по

топливу и по двуокиси алюминия и натрию; на фиг. 2 и 3 показаны наборы элементов, используемые для моделирования состава активной зоны и зоны воспроизводства; на фиг 4 - энергетические зависимости спектров нейтронов в моделируемом реакторе и на сборке.

На фиг. 1 показана схема используемой ТВС для критической сборки. Она содержит нижний упор 1, головку 2 для сочленения с устройствами перегрузки, трубу 3 ТВС, нижний торцовьй экран 4, первую зону 5 набираемого обогащен гя.

ф

СП 05 СЛ

сд

оо

20

3U66558

ону 6 Еоспроиэводстна, вторую зону 7 абираемого обогащения и верхний тор- . оаый 8.

В соответствии с предлагаемым со- тавом материалов здя моделирования сборке устанавливается спектр нейронов, энергетическая зависимость оторого описьтаёт ся кривой 9. Выбор атериалов обеспечивает близкую энер-ю етическую зависимость спектра нейронов в сборке по отношению к спекту иейтрииов в реакторе, который писывается кривой 10.

П р и м е р. Пусть активная зона оделируемого плутониевого энергетического реактора характеризуется следующими параметрами: h - высота активной зоны, например 94,8 см; центральная зона малого обогащения до радиуса R 79,93 смj пояс радиусов II -R-i - зона среднего обогащения R в 103,76 СМ}.пояс радиусов зона большого обогащения; R.,04 Все зоны используют плутониевое топЛИВОо

По известным площадям поДзон, об-« разованных окружностями указанных. радиусов, и площади ячейки рейетча- той основы стенда определяют полное число топливньтх элементов в модели

. м.м, :

где Rj -максимальный радиус активной зоны S - площадь одного элемента

решетчатой основы стенда. . Определяют число m стержней, обо- гащенньк ураном, для зоны большого обогащения: m 1-м - 1Гкг/S для зо-: ны среднего обогащения: ml- (R R,)Si; число стержней ддя центральной зоны малого обогащения: шз

гд

ще . f д 15 и т

25

30

35

40

а Н - ТО - tn цо ..

При указанных значениях радиусов RI 2 3 площади ячейки S 22,525 CMS пользуясь указанными расчетами, определены числа топливных стержней для осей активной зоны модели М 2012, т, 538, m .- 583, % 891. Высоту h активной зоны воспроизводят в модели выбором дпины топливных элементов с их выполнением в виде трубы, наполняемых с использованием урана до высоты h, отмеренной gg от их Нижнего конца, h 9/t,8 см.

Концентрацию f ядер в плутони- . евом реакторе, например, гфоектиру- емом, Находят из соотнотяеимя

45 „

J,. А (,)

де m - плотность вещества (г/см ); А - число Авагадро 6,022 10 ; N - количество грамм-молекул

вещества.; - объемная доля вещества в .

реакторе о . „

Вь числение для зоны малого обогащения показьтают, что р рц,139 д: ядра/см . Аналогично находят концентрацию для подзон среднего и большого обогащения плутония По той же формуле находят концентрацию всех основных элементов конструкции (Na, Fe, 0,) .

Концентрацию ядер конструкционных материалов в урановом выбирают таки- ш же, как. в плутониевом реакторе. Загрузку по тяжельм ядрам тоже сохраняют, но обогащение по делящимся ядрам выбраны по зонам:

0

5

40

gg

.

Указанные соотношения выбраны на основе экспериментальных исследований ; X - обогащение делящимся веществом соответственно по зонам малого обогащения - 3 МО, среднего обогащения - 3 СО, большого обогащения - 3 БО. Обогащение в урановых подзонах для сохранения критичности в модели выбрано большим, чем в плутониевых, для того, чтобы исключить разницу в количестве вторичных нейтронов дпя урана-235 и плутония-239. При выборе указанного коэффициента для зоны среднего обогащения в ура- 45 новой модели ( /-1,5) учитывалась по-. правка на отличие свойств плутония и урана, а также введение замедлителя нейтронов. Приращение обогащения ±д X ДД1Я подзон большого и малого „ обогащений введены для вьфавнивания полей энерговьщеления, что отвечает выбранным коэффициентам 1,4 и 1,7 обогащения для прдзон малого и боль- ,шого обогащений ураном.

Таким образом получают набор не- о бходимьк значений концентраций для подзон урановой модели.

В предлагаемом способе не исполы зуется плутоний и нет информации О

51

спектре нейтронов плутония. Известно, что различие энергетических спектров плутония и урана вносит большую погрешность при моделировании и что использование кислорода может влиять на спектр. Однако без знания спектров нельзя определить количество, требуемого кислорода, используемого в качестве замедлителя по способу-прототипу.

Для получения малых погрешностей уранового моделирования по предлагаемому способу плутониевьй и урановый спектры рассчитывают. Для этого используют уравнение переноса нейтро- нов;.

J

V

1 dt

dE д - Q, в данном случае оно наисано для Ф (R, 1 , Е, t) Ф функ- rjuw распределения плотности потока ейтронов, . де V - скорость нейтронов; Е - энергия; t - время;

S1 - вектор направления; Q -. влияние источников нейтронов;

Xq(R Л , , Е, t) - макроскопические сечеиия репродукции нейтронов,

Оно характеризует вероятность пе- ехода°в результате взаимодействия S1 , Е в состояние Я , Е. Его можно редставить в виде Х(Е) 11{(К, Е, t) +r,(R,Sl , Е -Я , Е, t),о

где -} - среднс - число вторичных нейтронов при делении;

, у - макроскопические сечения деления и рассеива- ния;

Х(Е) - спектр нейтронов деления.

Сравниваемые спектры плутония и урана рассчитаны в диффузно-энерге- тическом 26-групповом приближении. .Эти спектры плутония и урана приведены на фиг. 4, на которой показано, что спектр урана более жесткий, т.е. смещен в облас ть высших энергий. Для смягчения уранового спектра использовался здмедлитель, который на стенде моделировался блочками алунда . Вариацией величины П (число атомов кислорода на атом ура-

Д66558.

на) экспериментально подобрано хорошее совпадение спектра урана: со спектром плутония при концентрации кисло- рода, равней 2,5 атома на 1 атом

делящегося урана, при использовании двуокиси урана liOrz определена величина требуемого количества избыточного кислорода 0,5 атома на 1 молекулу

ио. На основе атомарного уравнивания определено количество алунда AljOj в виде его 1 молекулы на 6 молекул UOj с делятдиМся ураном, а в прослойку из воспроизводящего материала введен уран-235 с обогащением 3-6%,

Критичность активной зоны урановой модели обеспечена выбором большего обогащения (X 1,5) урана по сравнению с плутонием в реакторе,

чем компенсируется отличие свойств урана от плутония и введение замедлителя и имитация теплоносителя, из топливных стержней модели выполняют с набором концентраций обогащения

ураном соответственно трем зонам, при этом заданное значение концентращш обеспечивают выбором количеств урана разных типовых коэффициентов обогащения.

Сборку топливных стержней вьтол- няют в трубах из нержавеющей стали диаметром 50 мм, толщина стенки 1 мм, диаметр блочков 47 см, а толщина

их 1 см для блочков Na, воспроизводящего влияние теплоносителя, замедлителя , обедненного урана Л0% оббгащений, для урана 90% обогащения толщина блочков 0,56 см. Производят

сборку Композиции блочков, отвечающих з.аданной концентрации компонен- тов, эффекты неоднородности активной зоны подавляют многократным повторением композиции (см.фиг. 2) по длине

трубы). При этом высоту активной зоны воспроизводят заполнением труб на длину, равную высоте h 94,8 см aкт raнoй зоны моделируемого реактора. Например, для зоны среднего обо-

гащения указанная композиция отвечает ячейке,составленной из трех блочков На, трех блочков обедненного урана иОг, одного блочка обогащенного урана 90% (U ), одного блочка МаОз. Эта ячейка занимает .

7,56 см трубы и повторена до заполнения трубы на длине 94,8 см. Аналогично с поправками по обогащению соотношением урана разного ТИПОРОГО

обогащения вьиолнены стержни для зон малого и большого обогащений,

После сбортси топливных стержней производят погружение компенсационных стержней (КС) в активную зону модели и производят загрузку ураном s ввде указанных стержней, заполняя подзоны. По завершении загрузки выводят КС до обнаружения нейтронного потока детекторами, например, реактй- метра стенда. После этого фиксируют положение КС и переводят модель в режим автоматического управления модели, пересчитывают характеристики 4одели в характеристики плутониевого энергетического реактора. Оценка погрешностей (контроля положения органов управления 0,5%, измерения реактивности 1% и моделирования 1%) показывают, что погрешность весьма близка в погрешности полномасштабного натурального моделирования плутонием, которое в той же мере учитывает погрешность измерительных . средств 1,5%. И при погрешности натурального моделирования, например, 0,5% характеристики с использованием плутония бьши бы определены с погрет-; ностыо 2%. Фактаческое ухудшение на 0,5% влияет на получаеь ые харак- - теристики несущественно, моделирование обходится значительно дешевле, так как Не требует плутония и модель осуществляется с использованием .урана, которым оснащен стеид, .что позво; 65568

ляет использовать урановое моделирование для вьтолнения моделей любых плутониевых реакторов и расширяет область применения уранового моделирования.

Изобретение обеспечивает за счет большей однородности активной зоны модели, полномасштабного моделирования более высокие точность и достоверность Получаемых на модели характеристик, например, проектируемого плутониевого реактора, в то же время, он не требует дорогого плутония и на стендах, оснащенных урановым топливом, выполним со значительно меньшими затратами.

10

15

Фор м ула изобретения

Устройство дпя моделирования плутониевого быстрого реактора, содержащее активную зону из окисного топлива, величина обогащения которо- го выбрана увеличивающейся от центра к периферии, и сплошную прослойку из воспроизводящего материала, размещенную в медианной плоскости, о т л и ч а ю щ е е с я тем, что, с целью снижения затрат на проведение экспериментов, в качестве топлива выбран уран-235 с содержанием кислорода 2,5 ядра на 1 ядро урана в активной зоне, а в прослойку из воспроизводящего материала введен уран-235 с обогащением от 3 до 6%.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к критическим сборкам для моделирования крупных энергетических реакторов на быстрых нейтронах с плутониевым топ- ЛИВОМ. Мелью изобретения является снижение затрат на проведение экспериментов. В устройстве в качестве делящегося материала выбран уран-235 с содержанием кислорода 2,5 ядра на 1 ядро урана в активной зоне. В сплошную прослойку из воспроизводящего материала, размещенную в медианной плоскости активной зоны, введен уран-235 с обогащением от 3 до 6Z. В результате этого энергетический спектр нейтронов оказывается близким | к спектру нейтронов устройства с плутониевым топливом и соотношение скоростей нейтронно-физических процессов в устройстве с урановым топливом соответствует скоростям процессов в устройстве с плутониевым топливом. 4 ил. (Л

Фи9.2

Фил

Редактор Т. Кяюкина

- / Составитепь А. Шмелев Техред А.Кравчук Корректор В.Романенко

. Заказ 4332Тираж 347 Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета по изобретениям и открытием при ГКНТ СССР 113035, Москва, , Раушская иаб,, д. 4/5

б

/ее