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


ВЛИЯНИЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЯ ВНЕШНЕГО ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ АТОМНОГО ЛЕДОКОЛА

Светличная А.Н.

Московский инженерно - физический институт(государственный университет)

Быков А.А.

РНЦ «Курчатовский институт»

Одной из основных проблем безопасной эксплуатации транспортных реакторов является осуществление контролируемого пуска реактора из исходного подкритического состояния. Под контролируемым пуском подразумевается возможность измерения изменения потока нейтронов в активной зоне реактора в зависимости от положения компенсирующих органов штатной аппаратуры контроля.

В настоящее время контроль изменения нейтронного потока в активной зоне атомных ледоколов в исходном подкритическом состоянии обеспечивается только при пуске после срабатывания аварийной защиты и при кратковременных остановках. При пуске реакторов после длительных остановок контроль потока нейтронов с исходного подкритического состояния отсутствует и при выводе их в критическое состояние существует этап так называемого «слепого» пуска. Для повышения безопасности реактора и его динамических характеристик, а также для снижения последствий пусковых реактивностных аварий, целесообразно внедрение технических мер, исключающих «слепой» пуск, так как в подкритическом реакторе нейтронный поток является единственным и наиболее важным изменяющимся параметром при повышении реактивности.

Количество нейтронов, возникающих в активной зоне от спонтанного деления урана (~2 103 нейтр/с) не достаточно для создания контролируемого потока нейтронов на измерительных камерах при пуске. Особенно это важно для реакторов судовых и корабельных установок из-за небольших геометрических размеров активной зоны и высокого обогащения топлива. Для обеспечения контроля необходимо либо существенно увеличить нейтронный поток в подкритическом реакторе, либо соответственно повысить чувствительность пусковой аппаратуры. Наиболее рационально задача обеспечения надежного контроля мощности реакторов (в исходном подкритическом состоянии), оснащенных импульсной пусковой аппаратурой, может быть решена за счет размещения в активной зоне источников нейтронов. Но плотная компоновка и высокая энергонапряженность транспортных активных зон не позволяет предусмотреть штатной установки внешнего источника нейтронов.

При первом физическом пуске реактора нейтронный поток в активной зоне повышается за счет установки изотопного источника нейтронов. Он устанавливается либо в демонтируемую группу аварийной защиты (АЗ), либо в технологический канал на периферии активной зоны. При повторном пуске установка этого источника невозможна.

В настоящее время повышение нейтронного потока в активных зонах транспортных реакторов при повторном пуске осуществляется за счет установки рабочих источников нейтронов (РИН), представляющих собой стержни из оксида бериллия, равномерно распределенные по объему активной зоны. Генерация нейтронов в РИН осуществляется за счет -n реакции на бериллии. Источником -квантов служит сама активная зона. Но рабочие источники нейтронов могут создавать необходимый поток в активной зоне в течение приблизительно 30 суток после остановки реактора.

Для увеличения времени после остановки реактора, во время которого возможен его контролируемый пуск, предлагается использовать сурьмяно-бериллиевые источники нейтронов. По сравнению с наиболее широко используемыми изотопными источниками (например, калифорниевыми) сурьмяно-бериллиевый источник является возобновляемым, то есть набирает активность во время работы реактора на мощности. Из-за ограниченности габаритных размеров реактора и достаточно плотной компоновки ТВС в активной зоне установка изотопного источника технологически трудно выполнима.

Предполагается, что установка 2-х пусковых источников нейтронов (ПИН) в активную зону, позволит значительно увеличить диапазон контролируемости подкритического реактора и улучшить условия ядерной безопасности, а также отказаться от использования бериллиевых РИН.

Цель работы — разработка расчетной методики обоснования эффективности использования сурьмяно-бериллиевых пусковых источников нейтронов для осуществления контролируемого повторного пуска транспортного реактора после длительной остановки. Под эффективностью пускового источника нейтронов следует понимать величину плотности потока тепловых нейтронов на импульсных камерах, создаваемого в результате эмиссии нейтронов. Оценка эффективности ПИН подразумевает расчетное моделирование процессов накопления активности материалом источника, эмиссии нейтронов и переноса их
в активной зоне, моделирование нейтронного поля в реакторе (с учетом процесса деления) и на импульсных пусковых камерах.

Рисунок 1. Зависимость интенсивности источника нейтронов при работе реактора на различных мощностях от времени его работы для ПИН.

Из графика видно, что даже при работе реактора на мощности 68,4МВт, обеспечивается достаточный поток нейтронов.

Генерация нейтронов в сурьмяно-бериллиевом (SB-Be) источнике обеспечивается за счет ( – n) реакции на Be. В качестве эмиттера -квантов используются радионуклиды 124Sb, образующиеся в результате активации в процессе работы реактора на мощности 123Sb , в качестве мишени – 9Be.

Предлагаемая расчетная методика подразумевает максимально точный учет материально-геометрических композиций и особенностей переноса излучений, для чего используется метод Монте-Карло в трехмерном приближении с непрерывной зависимостью нейтронных сечений от энергии.

Для реализации метода используется программа MCNP версии 4с. На данный момент она является одной из наиболее продвинутых и широко используемых в мире программ реперного класса, реализующих метод Монте-Карло.

Рисунок 2. График зависимости сигналов пусковых камер от времени после остановки реактора.

Из графика видно, что эффективность сурьмяно-бериллиевого источника нейтронов достаточна для осуществления контролируемого повторного пуска в течение приблизительно 300 суток после остановки реактора

Таким образом, использование пускового сурьмяно-бериллиевого источника нейтронов в активной зоне позволяет значительно увеличить диапазон контролируемости подкритического реактора и улучшить условия ядерной безопасности.

Литература

1. Под ред. Кузнецова В.А., Судовые ядерные энергетические установки, М.:атомиздат, 1976 г.

2. Editor Judith F. Briesmeister, MSNP – A General Monte Carlo N-particle transport cod (version 4c), 2000.