Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции

Полярное сияние 2007

Ядерное будущее: безопасность, экономика и право

Содержание сборника

Секция «Безопасность реакторов и установок ЯТЦ»

Все доклады секции


МОДЕРНИЗАЦИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА ИВГ1

Жумадилова Ж.А., Котов В.М.

ДГП ИАЭ РГП Национальный ядерный центр республики Казахстан

Ядерный реактор ИВГ1 был создан в начале 70-х годов для испытаний элементов ядерных ракетных двигателей с твердотопливной активной зоной. Реактор содержит 30 технологических каналов с протоком теплоносителя и петлевой канал с возможностью установки в нем разнообразных изделий. При диаметре активной зоны около 50см и ее высоте 80см, на реакторе была реализована мощность до 360 МВт. Были получены рекордные значения температуры нагрева водорода (до 3100 К).

Снижение интереса ведущих стран к тематике ЯРД поставило вопрос о модификации топлива этого реактора. Существенная модификация была проведена в начале 90-х годов. В технологических каналах были установлены уран-циркониевые твэлы с циркониевой оболочкой. Газовый теплоноситель заменен на воду. В этом варианте, при близости размеров активной зоны к размерам исследовательских реакторов ВВР, паспортная мощность реактора составляет 60 МВт.

Особенностью реактора в данной модификации была его направленность на испытания топливных сборок с высокой загрузкой делящегося вещества. Без таких сборок реактор имеет малый запас реактивности. Так, при мощности 10 МВт он способен работать не более 2-х часов.

Существование задач, в которых требуется длительная работа (сутки, месяцы) на мощности 10–20 МВт, а также высокое обогащение существующего топлива (90%) требуют проведения дальнейшей модернизации реактора.

Задача минимизации затрат на модернизацию может быть решена путем постепенной замены существующего топлива на новое топливо низкого обогащения. Предпосылками для успешного решения этой задачи является малое выгорание, достигнутое в нынешнем топливе, а также комплекс предварительных нейтронно-физических и теплофизических расчетов.

В расчетах использовались программные коды MCNP, SCALE. Рассмотрены варианты использования различных твэлов исследовательских и энергетических реакторов. Одним из таких вариантов предусматривается использование сердечников твэлов реактора ВВЭР-1000, выпускаемых на казахстанском предприятии УМЗ. В этом варианте в каждом технологическом канале устанавливается до 22 твэлов. Твэлы располагаются на одном или двух радиусах, отличающихся на величину меньшую диаметра твэла; в центре каждого канала устанавливается бериллиевый вытеснитель; обеспечивается мощность реактора до 30 МВт.

Возможны варианты пошаговой замены прежнего топлива на новое, отличающиеся местом установки новых каналов, загрузкой новых каналов делящимся веществом. Предварительные расчеты показали работоспособность многих вариантов при максимальном обогащении топлива в новых каналах до 10%. Требуется рассмотреть наиболее перспективные из них с проработкой финансовых вопросов и конструкции новых элементов каналов.

Реализация данного направления позволит провести модернизацию с минимальными финансовыми затратами при одновременной отработке нового топлива в собственном реакторе.