Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора

 

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

СОЮЗ СОВЕТСНИХ

СОЦИАЛИСТИЧЕСНИХ

РЕаЪЬЛИН (51)5 С 21 С 23/00

ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

К АВТОРСКОМУ СВИДЕТЕЛЬСТВУ

ГОСУДАРСТЯЕННЫЙ ИОМИТЕТ

IlO ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТНРЫТИЯМ

ПРИ ГКНТ СССР (46) 23.12.90. Бюл. ¹ 47 (21) 4085576/40-25 (22) 09. 07 ° 86 (72) Ю.А. Казанский, И.П. Матвеенко, А,Л, Кочетков и В.П. Счеславский (53) 621.039.54(088.8) (56) Юрченко. С.Д. и др. О профилировании тепловыделения в быстрых реакторах с активной зоной гетерогенного типа . — В кн. "Физика ядерных реакторов". М.: Атомиздат, 1978, .вып.7, с. 66-74.

Мурогов В.М. и др. Некоторые вопросы физики воспроизводства горючего в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. М,: Атомиздат, . 1979, с. 50- 62.

Казанский N.À. и др. Методы изучения реакторньж характеристик на критических сборках БРС. М.: Атомиэдат,. 1977, .с. 3-18 и 55-87. (54) УСТРОЙСТВО ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ

ПЛУТОНИЕВОГО БНСТРОГО PEAKTOPA (57) Изобретение относится к атом1

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

Целью изобретения является снижение затрат на проведение экспериментов, связанных с моделированием плутониевого бридера с использованием в качестве делящегося материала урана-235.

На фиг, 1 изображена схема тепловьщеляющей сборки (ТВС) с областями, заполненными различным составом по

„„SU„, 1466558 A 1 ной промышленности, а именно к критическим сборкам дпя моделиронания

- крупных энергетических реакторов иа быстрых нейтронах с плутониевым топ° ливом. Целью 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 6Х.

В результате этого энергетический спектр нейтронов оказывается близким к спектру нейтронов устройства с плутониевым топливом и соотнбшение скоростей нейтронно-физических процессов в устройстве с урановым топливом соответствует скоростям процессов в устройстве с плутониевым топливом. 4 ил.

ОЪ топливу и по двуокиси алюминия и

Ю натрию, на фнг. 2 и 3 показаны набо- © ры элементов, используемые для моде- 0© лирования состава активной зоны и зоны воспроизводства; на фиг. 4 — энергетические зависимости спектров нейтронов в моделируемом реакторе и на сборке.

На фиг. 1 показана схема использу- 3 емой ТВС для критической сборки. Она содержит нижний упор 1, головку 2 для сочленения с устройствами перегрузки, трубу 3 ТВС, нижний торцовый экран 4, первую зону 5 набираемого обогащения, 6558

p: - -— (яд/см ), А Е ° m где mAâ

Вычисление для зоны малого обогащения показывают, что р з9

8.10 э ядра/см . Аналогично находят концентрацию для подзон среднего и большого обогащения плутония. По той же формуле находят концентрацию всех основных элементов конструкции (Na, Уе, О,).

Концентрацию ядер конструкционных материалов в урановом выбирают такими же, как.в плутониевом реакторе.

Загрузку по тяжелым ядрам тоже со- . храняют, но обогащение по делящимся ядрам выбраны по зонам:

Х рдо 1 эмо

| v °

Хъ со = 1,5Х со 3

U Pv

30 эв = 1 7Х ass °

Указанные соотношения выбраны на основе экспериментальных исследований; X — обогащение делящимся веществом соответственно по зонам малого обогащения - 3 М0, среднего ойогащения — 3 СО, большого обогащения - 3 БО. Обогащение в урановых подзонах для сохранения критичности в модели выбрано большим, чем в плу4О тониевых, для того, чтобы исключить. разницу в количестве вторичных нейтронов для урана-235 и плутония-239, При выборе указанного коэффициента для зоны среднего обогащения в ура45 новой модели (1,5) учитывалась по-. правка на отличие свойств плутония и урана, а также введение замедлителя нейтронов. Приращение обогащения

+Ь Х для подзон большого и малого обогащений введены для выравнивания полей энерговыделения, что отвечает

D выбранным коэффициентам 1,4 и 1,7 обогащения для подзон малого и боль,moro обогащений ураном.

Таким образом получают набор необходимых значений концентраций для подзон урановой модели, В предлагаемом способе не исполь; зуется плутоний и нет информации Ь

3 146 эану б воспроизводства, вторую зону 7 набираемого обогащения и верхний торцовый экран 8.

В соответствии с предпагаемым составом материалов для моделирования

5 в сборке устанавливается спектр нейтронов, энергетическая зависимость которого описывается кривой 9. Выбор материалов обеспечивает близкую энергетическую зависимость спектра нейтронов в сборке по отношению к спектру нейтр ов в реакторе, который описывается кривой 10.

Пример. Пусть активная зона моделируемого плутониевого энергетического реактора характеризуется следуияцими параметрами: Ь - высота активной зоны, например 94,8 см; центральная эона малого обогащения до радиуса R 79,93 см1 пояс радиусов

R,-R - зона средйего обогащеиияь

R< 103,76 см;.пояс радиусов Rq-R зона большого обогащения; R> = 120,04. . Все зоны используют плутониевое топ.ливо.

По известным площадям подзон, об разованных окр.ужностями укаэанных радиусов, и площади ячейки решетчатой основы стенда определяю полное число топливных элементов в модели

ИР

M = — где R - максимальный радиус активЭ кой зоны

S — площадь одного элемента

1 решетчатой основы стенда. . Определяют число т „ стержней, обо" гащенных ураном, для зоны большого обогащнния: m q =pM - 7 К,/8 ; для зо- ны среднего обогащения: m + = W(R

R ) S„- число. стержней для центральной зоны малого обогащения. m =

*з Ц ш m

1 rro

При указанных значениях радиусов

R „ R<, R и площади ячейки S „ =

22,525 см, пользуясь укаэанными расчетами, определены числа топливных стержней для осей активной эоны модели; И = 2012, m „538, ш =

583, m = 891. Высоту Ь активной зоны. воспроизводят в моделй выбором длины топливных элементов с их выполнением в виде трубы, наполняемых с использо ванием урана до высоты h, отмеренной . от их нижнего конца, h = 94,8 см.

Концентрацию р ядер в плутониевом реакторе, например„ проектируемом, находят из соотношения плотность вещества (г/см ); число Авагадро 6,022 10 Э ° количество грамм-молекул вещества; объемная доля вещества в реакторе.

5 14 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 эамедлителя по способу-прототипу.

Для получения малых погрешностей уранового .моделирования по предлагаемому способу плутониевый и урановый спектры рассчитывают. Для этого используют уравнение переноса нейтронов: — = )(2 Ф 4Й де — Х, Ф - и n4 — Q, в данном случае оно написано для Ф (R, й, Е, t) = Ф функции распредепения плотностИ потока нейтронов, где Ч вЂ” скорость нейтронов;

Š— энергия;

t — время; и — вектор направления;

g †-. . влияние источников нейтронов;

g (R, Q ЕЯ, Е, t) — макроскопические сечения репродукции нейтронов, Оно характеризует вероятность перехода в результате взаимодействия

Я, Е в состояние Я, Е. Его можно представить в вйде Х(Е) 1 (R, Е, t) + 7. (R,S1, Е - Я., F., t) где 4 — средне число вторичных нейтронов при делении;

5 — макроскопические сече-

5 ния деления и рассеивания ю

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 область высших энерФ гий, Для смягчения уранового спектра использовался замедлитель, который на стенде моделировался блочками . алунда А1 0 . Вариацией величины Л„ (число атомов кислорода на атом ура-.

66558 6 логично с поправками по обогащению соотношением урана разного типового

55 на) экспериментально подобрано хорошее совпадение спектра урана: со спектром плутония при концентрации кисло. рода, равнсй 2,5 атома на 1 атом делящегося урана, при использовании двуокиси урана UOq определена величина требуемого количества избыточного кислорода 0,5 атома на 1 молекулу

U0q. На основе атомарного уравнивания определено количество алунда Л1 Оз в виде его 1 молекулы на 6 молекул

U0 с делящимся ураном, а в прослойку из воспроизводящего материала введен уран-235 с обогащением 3-67..

Критичность активной зоны урановой модели обеспечена выбором больmего обогащения (Х = 1,5) урана по сравнению с плутонием в реакторе, чем компенсируется отличие свойств урана от плутония и введение замедлителя и имитация теплоносителя, каждый иэ топливных стержней модели выполняют с набором концентраций обогащения ураном соответственно трем зонам, при этом заданное значение концентрации обеспечивают выбором количеств урана разных типовых коэффициентов обогащения.

Сборку топливных стержней выполняют в трубах из нержавеющей стали диаметром 50 мм, толщина стенки 1 мм, диаметр блочков 47 см, а толщина их 1 см для блочков Ка, воспроизводящего влияние теплоносителя, замедлителя А1 0 > обедненного урана 407 обогащений, для урана 907 обогащения толщина блочков 0,56 см. Производят сборку композиции блочков, отвечающих заданной концентрации компонентов, эффекты неоднородности активной эоны 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 активной зоны моделируембго реакто-. ра. Например, для зоны среднего обо гащения указанная композиция отвечает ячейке, составленной из трех блочков Na трех блочков обедненного урана UO одного блочка обогащен-. ь. ного урана 907 (U }, одного блочка А1 0з. Эта ячейка занимает .

7,56 см трубы и повторена до заполнения трубы на длине 94,8 см. Лна146

56 Д е 1 — 3

F My

Составитель А. Шмелев

Техред А.Кравчук Корректор В,Романенко

Редактор Т. Кяюкина. Заказ 4332 Тираж 347 . Подписное

ВНИИПИ .Государственного комитета по изобретениям и открытиями при ГКНТ СССр !

13035, Москва, Ж-35, Раушская наб,, д. 4/5

Производственно-издательский комбинат Патент, г. Ужгород, ул. Гагарина,101 обогащения выполнены стержни для зон малого и большого обогащений.

После сборки топливных стержней производят погружение компеьсационнык стержней {КС) в активную зону ! модели и производят загрузку ураном.

li виде указанных стержней, заполняя подзоны. По завершении загрузки вы-! водят КС до обнаружения нейтронного потока детекторами, например, реактиметра стенда. После этого фиксируют положение К4 и переводят модель в режим автоматического управления модели, пересчитывают характеристики модели в характеристики плутониевого энергетического реактора. Оценка погрешностей (контроля положения органов управления 0,5Х измерения ре» активности 1Х и моделирования 1X). показывают, что погрешность весьма близка к погрешности полномасштабного натурального моделирования плутонием, которое в той же мере учитывает погрешность измерительных . средств 1,5Х. И при погрешности натурального моделирования, например, 0,5Х характеристики с использованием плутония были бы определены с погреш-, ностью 2Х. Фактическое ухудшение на 0,5Х влияет на получаемые харак- . .теристики несущественно, моделирование обходится значительно дешевле, так как не требует плутония и модель осуществляется с использованием урана, которым оснащен стенд, .что позно-.

1 Я

6558 8 ляет использовать урановое моделирование для выполнения моделей любых плутониевых реакторов и распжряет

5 область применения уранового моделированияя.

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

Формула изобретения

Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора, со» держащее активную зону из окисного топлива, величина обогащения которо25 го выбрана увеличивающейся от центра к периферии, и сплошную прослойку из воспроизводящего материала, размещенную в медианной плоскости, о т л н ч а ю щ е е с я тем, что, 30 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 вос35 производящего материала введен уран-235 с обогащением от 3 до 6Х, У 7 g

Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора 

 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора типа РБМК и может быть использовано для производства источников гамма-излучения

Изобретение относится к ядерной технике и решает задачу испытания тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов в исследовательском ядерном реакторе при импульсном увеличении тепловой мощности, характерном для реактивностной аварии водяного энергетического реактора, и охлаждении твэлов проточным теплоносителем
Изобретение относится к области экспериментальных теплофизических исследований по безопасности атомных электростанций и может быть использовано для исследования способов закономерностей развития аварийных ситуаций при термомеханических разрушениях топливных каналов ядерного реактора, а также в промышленности и исследовательской практике при проведении различных тепловых испытаний

Изобретение относится к области экспериментальных теплофизических исследований по безопасности атомных электростанций и может быть использовано при реализации методов по изучению аварийных ситуаций, проблем одиночного и множественного разрушений топливных каналов ядерных реакторов типа РБМК, а также в промышленности и исследовательской практике при проведении различных тепловых испытаний

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для решения задачи испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Изобретение относится к устройствам для проведения экспериментов с применением преимущественно высокопоточных реакторов

Группа изобретений относится к средствам и способам получения радиоизотопов. Капсула (1) для удержания, облучения и элюирования вещества содержаит многоступенчатую трубку (10) с торцевыми частями (12, 14) и средней частью (16). В торцевых частях (12, 14) помещены кольцевые прокладки (20, 60) и фильтры (30, 40, 70, 80), при этом торцевые части (12, 14) могут быть герметизированы посредством торцевых крышек (50, 90), которые устанавливают прессовой посадкой в торцевые части (12, 14). Средняя часть (16) предназначена для заполнения веществом, которое должно быть облучено источником потока нейтронов. Компоненты капсулы выполнены из материалов с малым сечением захвата нейтронов, чтобы обработка капсулы (1) после выполнения этапа облучения могла быть безопасной. Капсула (1) также выполнена симметричной формы в виде колонны, предназначенной для облучения и элюирования, может быть использована для элюирования вещества, находящегося в средней части (16) капсулы (1), после выполнения этапа облучения. Кроме того, предлагаются способы изготовления и использования капсулы (1). Технический результат - повышение эффективности производства изотопов. 3 н. и 7 з.п. ф-лы, 17 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для проведения реакторных испытаний твэлов с экспериментальным топливом в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее корпус, кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами, дополнительно содержит замедляющие элементы. Технический результат - расширение возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, сокращение длительности испытаний для достижения требуемой глубины выгорания. 6. з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх