Введение 15
1. Обзор литературы 18
2. Объект и методы исследования 20
3. Теоретически расчетное обоснование выбора компонентов эксперимента . 23
4. Подготовка параметров к расчету реактора ИР-8 27
4.1. Определение объемных долей компонентов АЗ 27
4.2. Определение расхода теплоносителя 29
5. Теплогидравлический расчет АЗ реактора ИР-8 32
5.1. Вычисление тепловых потоков ТВС 32
5.2. Расчет эффективной температуры в твэле средней мощности 35
6. Нейтронно-физический расчет реактора 38
6.1. Определение ядерных плотностей нуклидов 38
6.2. Определение средней температуры нейтронного газа по ячейке 39
6.3. Определение энергии сшивки 40
6.4. Вычисление микроскопических сечений реакций 43
6.5. Расчет коэффициента размножения активной зоны 45
6.6. Подготовка двухргупповых констант для расчета реактора 51
6.7. Плотность потока быстрых и тепловых нейтронов 54
7. Результаты разработки проекта 54
7.1. Оценка возможностей применимости системы 57
8. Система автоматического регулирования уровня мощности 59
8.1. Канал автоматического регулирования 59
8.2. Описание принципиальной схемы контроля и автоматизации ИР-8 59
8.3. Выбор технических средств 60
8.4. Работа системы автоматического регулирования 62
9. Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение 64
9.1. Планирование капиталовложений 65
9.2. Планирование годовых издержек производства 65
9.3. Удельная стоимость ядерного топлива 65
9.4. Расчет фонда зарплаты 66
9.5. Амортизационные отчисления 66
9.6. Планирование прочих расходов 67
9.7. Себестоимость продукции реактора ИР 67
9.8. Оценка прибыли и рентабельности ИР 67
10. Социальная ответственность 71
10.1 Производственная безопасность 71
10.2 Экологическая безопасность 83
10.3 Безопасность в чрезвычайных ситуациях 86
10.4 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности 88
ЗАКЛЮЧЕНИЕ 92
СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ 95
СПИСОК ИСПОЛЬЗУЕМЫХ ИСТОЧНИКОВ 96
ПРИЛОЖЕНИЕ А 100
ПРИЛОЖЕНИЕ Б — К определению возраста в отражателе 101
ПРИЛОЖЕНИЕ В 102
ПРИЛОЖЕНИЕ Г 103
Процесс деления ядра сопровождается мгновенным выходом частиц (осколки деления, нейтроны и гамма (у) -кванты), причем характерное время процесса составляет 10-11 с, и запаздывающим излучением нейтронов и у- квантов осколками деления. Наименее изучен диапазон времени после деления ядра менее 1мкс, характеризующееся выходом запаздывающих у - квантов, снимающих возбуждение ядер осколков деления.
Регистрация запаздывающих гамма-квантов деления U235 и Pu"39 в интервале менее 1 мкс после момента деления, позволяет идентифицировать в этих веществах ранее неизвестные, быстро распадающиеся элементы, образующиеся в результате ядерных реакций с нейтронами источника.
Актуальность выполненной работы: на данный момент времени U и Pu239 являются основным и перспективным нуклидами, использующимся в оборонных и промышленных целях. Поэтому необходимо обеспечить возможность полного изучения изменения характеристик делящихся нуклидов под воздействием нейтронов различных энергий.
Над этим вопросом в 70 годах работала группа американских ученых национальной лаборатории Livermor, они получили результаты для U и Pu от источника тепловых нейтронов [1].Эти данные нуждаются в современном уточнении и расширении, при использовании источника не только тепловых, но и быстрых нейтронов. Источник нейтронов инициирует ядерные реакции в образце, вследствие которых вылетают запаздывающие у - кванты.
Цель работы: спроектировать источник нейтронов, способный генерировать потоки тепловых и быстрых нейтронов, значения которых удовлетворяют экспериментально полученным критериям проведения эксперимента по регистрации запаздывающих гамма-квантов деления U235 и 239Pu в интервале менее 1 мкс.
Задачи
-произвести теоретически-расчетное обоснование выбора компонентов эксперимента,
-произвести тепловой и нейтронно-физический расчет источника нейтронов типа ИР-8,
-сделать оценку возможности применения данной системы для изучения выхода запаздывающих гамма-квантов деления U и Pu .
Источник должен иметь высокую интенсивность, т.к. от этого зависит эффективность регистрации квантов детектором. Поэтому прототипом был выбран реактор типа ИР-8, который работая на мощности 8 МВт, имеет плотности потока нейтронов в среднем в 4 раза выше, чем в подобных реакторах [2]. Реактор ИР-8 был введен в эксплуатацию в РНЦ «КИ» в 1981 г. для проведения фундаментальных и прикладных исследований в различных областях науки. По своим конструктивным и технологическим характеристикам, физическим параметрам, уникальному экспериментальному оснащению, широте и новизне приводящихся исследований реактор ИР-8 намного превосходит все подобные установки такого класса [3].
Объект исследования: система регистрации запаздывающих гамма- квантов. Предмет исследования: источник нейтронов ИР-8.
Научная новизна: обоснование проведения эксперимента с источником нейтронов средней энергии спектра деления 2 МэВ.
Практическая новизна: уточнение коэффициента теплопроводности алюминиевого сплава оболочки и матрицы топлива твэла в зависимости от температуры при проведении теплового расчета источника нейтронов.
Практическая значимость результатов работы: подготовка экспериментальных характеристик компонентов опыта была проведена на базе РФЯЦ ВНИИТФ г. Снежинск. По результатам расчета было доказано: источника требуемой интенсивности нет в наличии в данном центре и необходимо его проектирование.
Спроектированный источник нейтронов может быть построен в этом исследовательском центре, где имеются все необходимые компоненты эксперимента, а так же в других ядерных центрах, заинтересованных в проведении экспериментальных и промышленных исследований с использованием высокоинтенсивного источника нейтронов.
Результаты экспериментальных исследований, расчетного обоснования проведения опыта и необходимости проектирования источника были представлены на семинаре научно исследовательского отдела в г. Снежинке и на VII Всероссийской научной конференции с международным участием «Теплофизические основы энергетических технологий» в г. Томске.
В работе поставлены задачи разработки системы регистрации запаздывающих гамма-квантов при делении U , Pu и выбора источника тепловых и быстрых нейтронов. Научный и практический интерес представляет уточнение результатов работы, полученных на тепловом реакторе TRIGA[ 1 ].
Основные характеристики предстоящего эксперимента определялись в два этапа.
I. Экспериментально-теоретические исследования, проведенные на базе РФЯЦ ВНИИТФ г. Снежинск, позволили:
• выбрать полупроводниковый германиевый детектор с наилучшей эффективностью регистрации ожидаемых линий
8у = 0,0069 имп / квант,
• определить оптимальную геометрию расположения компонентов эксперимента R = 100 см,
• оценить необходимые плотности потоков тепловых и быстрых нейтронов источника - не менее 1,1 • 108 н • см~2с~1 и 5,2 • 1010 н • см~2с~1. Анализ полученных данных показал возможность достаточно
эффективной и безошибочной регистрации мгновенных гамма-квантов с более высокой плотностью потока тепловых нейтронов, чем полученных на реакторе TRIGA[ 1 ].
II. Проектирование источника нейтронов проведено на кафедре Атомных и тепловых электростанций.
Исходя из оцененных значений необходимых плотностей потоков, в качестве источника нейтронов выбран реактор ИР-8, имеющий плотность потока нейтронов порядка 1014 н • см V1 [2].
Проведены тепловой, нейтронно-физический и конструкторский расчеты, в результате которых получены необходимые характеристики источника нейтронов типа ИР-8:
• плотность быстрых и тепловых нейтронов 8,67 -1013 н •см2 с1 , 2,29 -1013 н •см'2 с 1,
• наличие горизонтального канала для проведения эксперимента с образцами делящегося материала диаметром 15 мм,
• возможность непосредственной установки детектора запаздывающих у - квантов у поверхности образца,
• работа на мощности реактора для проведения эксперимента должна быть не менее 3 часов для набора необходимой статистики регистрации гамма-квантов.
При проведении теплового расчета источника нейтронов впервые использованы уточненные данные коэффициента теплопроводности алюминиевого сплава САВ-1, основного материала оболочки и матрицы топлива [23].
Нейтронно-физический расчет реактора проведен на ТВС с обогащением 90%. Значения полученных плотностей потоков нейтронов в сравнении с необходимыми значениями создают запас порядка 10 -10 , который дает возможность вариации геометрии проведения эксперимента и размеров образца.
Конверсия ИРТ на низкообогащенное топливо с содержанием 19,75% U приведет к снижению плотности потока тепловых нейтронов примерно на 37 % (но при этом уменьшатся затраты на использование топлива в 1,5 раз) [23]. Очевидно, перевод ректора на новое топливо не скажется на требуемом обеспечении эксперимента.
Результаты экспериментальных исследований, расчетного обоснования проведения опыта и необходимости проектирования источника были представлены на семинаре научно исследовательского отдела в г. Снежинке и на VII Всероссийской научной конференции с международным участием «Теплофизические основы энергетических технологий» в г. Томске.
Помимо основной задачи, решался ряд других: в разделе финансового менеджмента рассчитаны технико-экономические показатели и срок окупаемости проекта данного ИР; в разделе социальной ответственности рассмотрены аспекты безопасной эксплуатации ИР; в разделе автоматики разработана функциональная схема автоматического регулирования мощности реактора ИР.
Помощь студентам и аспирантам в выполнении работ от наших партнеров
