Авторы
Варивцев А.В., Жемков И.Ю.
Организация
АО «Государственный научный центр – Научно-исследовательский институт атомных реакторов», Димитровград, Россия
Варивцев А.В. – старший научный сотрудник.
Жемков И.Ю. – эксперт-начальник лаборатории, доктор технических наук. Контакты: 433510, Ульяновская область, Димитровград, Западное шоссе, 9. Тел.: (84235) 6-57-52; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Аннотация
Для проведения испытаний перспективных видов ядерного топлива в реакторе БОР-60 пред-ложена конструкция экспериментальной ТВС, содержащей элементы с эффективным замедлителем нейтронов – гидридом циркония. С целью обоснования эффективности и безопасности применения предложенного решения в активной зоне реактора БОР-60 были проведены нейтронно-физические расчеты с использованием прецизионного кода MCU.
Результаты расчетов показывают, что применение предложенной конструкции ЭТВС позволяет значительно (почти на 50%) повысить тепловую нагрузку и темп выгорания топлива в экспериментальных твэлах, и, тем самым, расширить возможности реактора БОР-60 в части испытаний перспективных видов ЯТ.
В твэлах штатных ТВС, размещенных рядом с ЭТВС с замедлителем, также наблюдается повышение тепловыделения и скорости выгорания топлива. Этот эффект особенно заметен в первых 2-3-х рядах твэлов, расположенных в непосредственной близости к ЭТВС. Расчётные оценка показывают, что допустимые значения линейной мощности твэлов в штатной ТВС не превышаются.
Проведены испытания предложенного устройства в активной зоне реактора БОР 60. Результаты расчетов мощности твэлов ЭТВС подтверждены экспериментальными данными.
Ключевые слова
реактор БОР-60, активная зона, твэлы, тепловыделение, замедлитель, гидрид циркония
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
1. Varivtsev A.V., Zhemkov I.Yu., Izhutov A.L., Krasheninnikov Yu.M., Naboishchikov Yu.V., Neustroev V.S., Shamardin V.K. Prolongation of the BOR-60 operation. Nuclear Engineering and Technology, 2015, vol. 47, no. 3, pp. 253–259.
2. Кислый В.А., Маершин А.А., Соловьев А.А. и др. Опыт применения разборного облучательного устройства реактора БОР-60 для решения задач испытаний топливных и конструкционных материалов. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Ядерная техника и технология, 1995, вып. 1, с. 25-29.
3. Варивцев А.В., Жемков И.Ю. Расчетные исследования характеристик ячейки реактора БОР-60 со «смягчённым» спектром нейтронов. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 2007, вып. 3, с. 34–39.
4. Tellin A.I., Shimansky G.A., Yakovleva I.V. Local change of a neutron spectrum in the fast reactor BOR-60 for extension of research tasks. Osaka, ASTM International Publ., 2001. Pp. 260–267.
5. Gomin E., Maiorov L. The MCU Monte Carlo Code for 3D Depletion Calculation. Proc. Int. Conf. on Mathematics and Computation, Reactor Physics and Environmental Analyses in Nuclear Applications. Madrid, Spain, 1999, vol. 2, pp. 997–1006.
6. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Сборник трудов ГНЦ РФ НИИАР, 1996, вып. 4, с. 55–67.
7. Varivtsev A.V., Zhemkov I.Yu. Improved Method for Calculating the Radiation Heat Generation in the BOR-60 Reactor. Physics of Atomic Nuclei, 2014, vol. 77, no. 14, pp. 1664–1670.
8. Варивцев А.В., Жемков И.Ю. Особенности расчётного определения тепловыделения в оксидном ядерном топливе при испытаниях в реакторе БОР-60. Вопросы Атомной Науки и Техники. Серия: Физика ядерных реакторов, 2013, вып. 4, с. 55-60.
9. Шалумов А.С., Ваченко А.С., Фадеев О.А., Багаев Д.В. Введение в ANSYS. Прочностной и тепловой анализ. Ковров: КГТА, 2008.
10. Варивцев А.В., Жемков И.Ю., Еремин С.Г., Плотников А.И. Устройство для испытаний ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронов. Патент РФ, №2560919, 2015.
УДК 621.039.51
Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы, 2018, выпуск 2, 2:6
