Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора

(19) (И) 558 1 С 23/00 ЭОБРЕТЕТЕЛЬСТВУ ОПИСА ТО П. Матвеенко,еславский осится к атомной именно к критичесделирования круп- реакторов на быст 1 обретение оия и ны набо емые для модей зоны и зог, 4 - энеректров нейкторе и на ия является сниже" едение эксперименоделированием плус использованием ося материала ураиспользурки. Она нку 2 для регрузки,экран 4, огдщения,м ол ажена схема тепло(ТВС) с областямичным составом по п вый об ГОСУДАРСТЯЕННЫЙ ИОМИТЕТПО ИЗОБРЕТЕНИЯМ И ОТНРЫТИЯМПРИ ГКНТ СССР(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.Мурлов В,М. и др, Некоторые вопросы физики воспроизводства горючего в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. М,: Атомиздат, . 1979, с. 50-62.Казанский Я.А, 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 РЕАКТОРА (57) Изобретение относится к атомпромышленяости, аким сборкам лля моных энергетическихрых нейтронах,Целью изобретенние затрат на провтов, связанных с мтониевого брикерав качестве делящегна.На фиг, 1 изобрвыделяющей сборкизаполненными разли нои промышленности, а именно к критическим сборкам дпя моделиронания крупных энергетических реакторов ва быстрых нейтронах с плутониевым топ ливом. Целью изобретения является сни жение затрат на проведение экспериментов. В устройстве в качестве дейя щегося материала выбран уранс содержанием кислорода 2,5 ядра на 1 ядро урана в активной зоне. В сплош ную прослойку из воспроизводящего материала, размещенную в медианной плоскости активной зоны, введен уранс обогащением от 3 до 63. 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. топливу и по двуокиси алюииинатрию, на фнг. 2 и 3 покры элементов, испольэулирования состава активноны воспроизводства; на фигетические зависимости сптронов в моделируемом реасборке.На фиг. 1 показана схеемой ТВС для критическойсодержит нижний упор 1, гсочленения с устройствамитрубу 3 ТВС, нижний торцопервую зону 5 набираемого).: - (яд/см),А Еш где шА -Я в, 10Вычисление для зоны малого обога"щения показьвяют чтор 1 э 9- 8 10 ь ядра/см. Аналогично находят концентрацию для подзон среднегои большого обогащения плутония. Потой же формуле находят концентрациювсех основных элементов конструкции(Иа Уе 0,).Концентрацию ядер конструкционныхматериалов в урановом выбирают такими же, как.в плутониевом реакторе.Загрузку по тяжелым ядрам тоже со- .храняют но обогащение по делящимсяядрам выбраны по зонам:25 . о Рю)ео 1 Х змРоХ ь со = 1 5 Х ь соэРоЗО3, .= 17 Х 3 воУказанные соотношения выбранына основе экспериментальных исследований; Х - обогащение делящимсявеществом соответственно по зонаммалого обогащения - 3 МО, среднегообогащения - 3 СО, большого обогащения - 3 БО. Обогащение в урановыхподзонах для сохранения критичностив модели выбрано большим, чем в плу тониевых, для того, чтобы исключить.разницу в количестве вторичных нейтронов для уранаи плутония,При выборе указанного коэффициентадля зоны среднего обогащения в ура новой модели (1,5) учитывалась по-.правка на отличие свойств плутонияи урана, а также введение замедлителя нейтронов. Приращение обогащения+а Х для подзон большого и малогообогащений введены для выравниванияполей энерговыделения что отвечаетРвыбранным коэффициентам 1,4 и 1,7обогащения для подзон малого и боль,шого обогащений ураном.Таким образом получают набор необходимых значений концентраций дляподзон урановой модели.В предлагаемом способе не исполь;зуется плутоний и нет информации Ь3 146 Вану б воспроизводства, вторую зону 7 набираемого обогащения и верхний торцовый экран 8.В соответствии с предпагаемым составом материалов для моделирования5 в сборке устанавливается спектр нейтронов, энергетическая зависимость которого описывайтся кривой 9. Выбор материалов обеспечивает близкую энергетическую зависимость спектра нейтронов в сборке по отношению к спектру нейтр нов в реакторе, который описывается кривой 10, .П р им е р. Пусть активная зона моделируемого плутониевого энергетического реактора характеризуется следуюиими параметрами; и - высота активной зоны, например 94,8 см; центральная эона малого обогащения до радиуса К, 79,93 см 1 пояс радиусов К,-К - зона средйего обогащеиняь Кщ 108 76 см; . пояс радиусов К-Кззона большого обогащения; К = 120,04. Все зоны используют плутониевое топливо.По известным площадям подзон, об разованных окружностями укаэанных радиусов и площади ячейки решетчатой основы стенда определяю полное число топливных элементов в моделиИМ = -где К - максимальный радиус актив 3кой эоныф8 - площадь одного элемента1решетчатой основы стенда,. Определяют число щстержней, обо" гащенных ураном, для зоны большого обогащнния 1 ш 1 = И - 7) К,И; для зо-: ны среднего обогащения: ш. = 1 Г(К К,) Б; число. стержней для центральной зоны малого обогащения: в 1 = кз ЦшПри указанных значениях радиусов К 1 К К и площади ячейки Я= = 22,525 см 2, пользуясь указанньщи расчетами, определены числа топливных стержней для осей активной эоны модели; М = 2012, т = 538, ш =583, ш = 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 и отмеренной . от их нижнего конца, Ь = 94,8 см.Концентрацию р ядер в плутониевом реакторе, например проектируемом, находят из соотношения плотность вещества (г/см)число Авагадро 602210 зколичество грамм-молекулВещесува.объемная доля вещества вреакторе.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 нейтронове- й йф - О, в данном случае оно написано для ф (К, й, Е, с) = ф функции распределения плотностИ потоканейтронов,где Ч - скорость нейтронов;Е - энергия;С - время;й - вектор направления;Я в . влияние источников нейтронов;7 (К, й, Е Я, Е, й) - макроскопические сечения репродукциинейтронов,Оно характеризует вероятность пеарехода в результате взаимодействия й, Е в состояние Я, Е. Его можно представить в вйде Х(Е) 1.(К, Е, й) + 7:. (К,Я, Е - Я., Е, 1)где 4 - средне число вторичных нейтронов при делении;- макроскопические сече-ф 5ния деления и рассеиванияХ(Е) - спектр нейтронов. деленияСравниваемые спектры плутония и урана рассчитаны в диффузно-энергетическом 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 энерФгий, Для смягчения уранового спектра использовался замедлитель, который на стенде моделировался блочками алунда А 10 . Вариацией величины Л(число атомов кислорода на атом ура 66558 6 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 А 10 з, 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 Ь = 94,8 см активной зоны моделируемого реакто-. ра, Например, для зоны среднего обогащения указанная композиция отвечает ячейке, составленной из трех блочков Иа, трех блочков обедненного урана БО одного блочка обогащен-.тььного урана 907 (б ), одного блочка А 10 з. Эта ячейка занимает .7,56 см трубы и повторена до заполнения трубы на длине 94,8 см; Аналогично с поправками по обогащению соотношением урана разного типового Б 10 15 20 25 30 35 40 45 БО 96 на) экспериментально подобрано хорошее совпадение спектра урана. со спектром плутония при концентрации кисло с рода, равнсй 2,5 атома на 1 атом делящегося урана, при использовании двуокиси урана 00 определена величина требуемого количества избыточного кислорода 0,5 атома на 1 молекулу 00. На основе атомарного уравнивания определено количество алунда А 10 з в виде его 1 молекулы на 6 молекул 00 с делящимся ураном, а в прослойку из воспроизводящего материала введен уранс обогащением 3-67Критичность активной зоны урановой модели обеспечена выбором большего 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.14 б обогащения выполнены стержни для зон малого и большого обогащений.После сборки топливных стержней производят погружение компеьсационнык стержней (КС) в активную зонумодели и производят загрузку ураном в виде указанных стержней, заполняя подзоны. По завершении загрузки выводят КС до обнаружения нейтронного потока детекторами, например, реактиметра стенда. После этого фиксируют положение КС и переводят модель в режим автоматического управления модели, пересчитывают характеристики модели в характеристики плутониевого энергетического реактора. Оценка погрешностей (контроля положения органов управления 0,5 Х, измерения реактивности 1 Ж и моделирования 17). показывают, что погрешность весьма близка к погрешности полномасштабно 1 3го натурапьного моделирования плутонием, которое в той же мере учитывает погрешность измерительных . средств 1,5 Х, И при погрешности натурального моделирования, например, 0,5 Х характеристики с использованием плутония были бы определены с погреш-, ностью 2 Й, Фактическое ухудшение на 0,53 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;а 1 Фиа 3 М,Ф ставитель Л, Шмелехред А,Кравчук едактореюкина оррек маненко Заказ 4332ВНИИПИ .Госуд Подписное по изобретениям и открытиг -35, Раушская наб , д. 4/5 Тираж ственного комитет 13035, Москва, при ГКНТ СС бичат "Патент", г. Ужгород,Гагарина, 101 оизводственно-издателя:кии н 6558 8ляет использовать урановое моделирование для выполнения моделей любыхплутониевых реакторов и распвряет 5область применения уранового моделирования,Изобретение обеспечивает за счетбольшей однородности активной зонымодели, полномасштабного моделирования более высокие точность и достоверность получаемых на модели харак .теристик, например, проектируемогоплутониевого реактора, в то же время, он не требует дорогого плутонияи на стендах, оснащенных урановымтопливом, выполним со значительноменьшими затратами. Формула изобретения20 Устройство для моделирования плутониевого быстрого реактора, содержащее активную зону из окисного топлива, величина обогащения которо 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, З 0 с целью снижения затрат на проведение экспериментов, в качестве топлива выбран уранс содержанием кислорода 2,5 ядра на 1 ядро урана в активной зоне, а в прослойку из воспроизводящего материала введен 35уранс обогащением от 3 до бй.Ф У 7 ф