Dynamics of variation in WWR-K reactoroperationalparameters under gradual replacement of waterreflector by beryllium one.pdf Введение ВВР-К - водо-водяной исследовательский реактор бакового типа [1], использующийся для выполнения фундаментальных и прикладных исследований [2-7], а также для наработки радиоизотопов, легирования кремния, проведения нейтронной радиографии и нейтронно-активацион¬ного анализа, эксплуатируемый с 1967 г. Проектная мощность реактора 10 МВт, однако после Чернобыльской аварии разрешена эксплуатация реактора на мощности не выше 6 МВт. Проектное обогащение топлива по урану-235 составляет 36 %. В 2003 г. в Институте ядерной физики (Алматы, Казахстан) начались исследования по возможности перевода реактора ВВР-К на низкообогащенное топливо [8], подразумевающее, по определению МАГАТЭ, содержание урана-235 не выше 20 % [9]. Работы в этом направлении начались под эгидой Nuclear Threat Initiative, затем были поддержаны Министерством энергетики США в рамках международной программы по снижению обогащения топлива исследовательских и материаловедческих реакторов (RERTR), а также МАГАТЭ. Как известно, основными потребителями высокообогащенного урана являются исследовательские реакторы. Для обеспечения режима нераспространения ядерных материалов в 1978 г. была инициирована международная программа RERTR. В рамках этой программы к сегодняшнему дню, согласно данным, приведенным в [10], более 70 исследовательских реакторов по всему миру уже переведены на низкообогащенное топливо. При прямой замене высокообогащенного топлива на низкообогащенное происходит ухудшение рабочих характеристик реактора. Чтобы этого избежать, разрабатываются новые конструкции твэлов и тепловыделяющих сборок (ТВС), высокоплотные топливные композиции, новые компоновки активной зоны и т.д. Объектом исследования является активная зона исследовательского реактора ВВР-К с низкообогащенным топливом. Цель работы - обоснование процедуры перехода от водяного отражателя к бериллиевому в ходе эксплуатации реактора, позволяющей не только сохранить, но и улучшить нейтронные характеристики активной зоны, а также провести анализ изменения основных нейтронно-физических характеристик активной зоны, полученных как расчетным путем, так и экспериментально за время трехгодичной работы реактора. Основной инструмент расчетных исследований - компьютерный код MCNP6. Экспериментальные данные - рабочие характеристики реактора ВВР-К, генерируемые в ходе его эксплуатации. Перед переводом реактора на низкообогащенное топливо проводится цикл расчетных исследований для прогнозирования поведения реактора с новым топливом как в штатном режиме, так и в аварийных ситуациях. Для этих целей применяются общепризнанные и вновь разработанные программные средства, которые достаточно точно описывают физические процессы, происходящие в ядерных реакторах. Проект конверсии реактора ВВР-К охватывал все стадии, включая разработку нового твэла и ТВС, проведения ресурсных испытаний опытной партии ТВС [11-13], физический и энергетический пуск реактора с новым топливом [14]. Работа реактора проводится 21-дневными циклами (примерно, 210 эффективных суток за год). Стационарная конфигурация активной зоны состояла из 27 ТВС и водяного бокового отражателя нейтронов (рис. 1, а). Как известно, запас реактивности активной зоны снижается по мере выгорания топлива. При использовании бокового водяного отражателя для компенсации реактивности приходится увеличивать количество ТВС в активной зоне или догружать «свежие» ТВС, что является экономически невыгодно. Увеличение размеров активной зоны при неизменной мощности реактора приведет к снижению энергонапряженности ТВС и плотности потока нейтронов в облучательных каналах. Для сохранения исходного уровня энергонапряженности и соответственно плотности потоков нейтронов было решено постепенно заменять вытеснители с водой, образующие боковой водяной отражатель, на блоки бериллия (стержни шестигранного сечения размером под ключ 65.3 мм и высотой 600 мм) без изменения количества ТВС в активной зоне. Через 241 сут эффективной работы реактора был полностью сформирован бериллиевый отражатель нейтронов (рис. 1, б). а б Рис. 1. Компактная конфигурация активной зоны с водяным (а) и бериллиевым отражателем (б) Изменения в активной зоне за счет выгорания топлива и замены вытеснителей с водой на блоки бериллия приводят к изменениям нейтронно-физических характеристик активной зоны, таких, как реактивностные коэффициенты обратной связи по температурам теплоносителя и топлива, эффективная доля запаздывающих нейтронов, время жизни мгновенных нейтронов, эффективность рабочего органа системы управления и защиты (РО СУЗ), подкритичность активной зоны и др., что требует прогнозирования для обеспечения безопасной эксплуатации. Материалы и методы В результате проведенных исследований для конверсии реактора ВВР-К были разработаны и выбраны восьмитрубные (ТВС-1) и пятитрубные (ТВС-2) тепловыделяющие сборки, которые были названы «ТВС ВВР-КН» [8]. Топливом в ТВС ВВР-КН является металлокерамическая композиция UO2-Al, обогащенная по урану-235 до 19.7 % и с плотностью урана 2.8 г/см3. Конструкционно ТВС-1 состоит из семи коаксиальных трубчатых топливных элементов (твэлов) гексагонального сечения, одного (внутреннего), имеющего кольцевое сечение, внутренней конструкционной трубки из САВ (низколегированного алюминиевого сплава), головки и хвостовика. Твэл имеет трехслойную структуру: топливный сердечник толщиной 0.07 мм снабжен внутренней и внешней оболочками из САВ, каждая толщиной 0.45 мм. Межтвэльный зазор для прохода теплоносителя составляет 2 мм. Длина активной части твэлов - 610 мм. ТВС-2 состоит из пяти коаксиальных твэлов. Вместо трех внутренних твэлов в ней размещается канал с РО СУЗ. Десять ТВС-2 используются для размещения шести РО компенсации избыточной реактивности (КО) (1КО - 6КО), трех РО аварийной защиты (АЗ) и РО автоматического регулирования мощности (АР). В качестве поглощающего материала в РО КО и АЗ используется карбид бора, а в РО АР - нержавеющая сталь. Успешные ресурсные испытания трех экспериментальных ТВС ВВР-КН в активной зоне избыточной реактивности ВВР-К до достижения 50 %-го выгорания урана-235 подтвердили их работоспособность и надежность, после чего они были приняты для эксплуатации в реакторе ВВР-К [13]. Штатное использование ТВС ВВР-КН в реакторе ВВР-К началось в 2016 г. Исходная рабочая конфигурация, набранная в ходе физического пуска реактора, с запасом реактивности ~ 5.5 % k/k, содержит семнадцать ТВС-1, десять ТВС-2, восемь облучательных каналов и боковой водяной отражатель, образованный 50-ю вытеснителями с водой (см. рис. 1, а). В табл. 1 данная конфигурация активной зоны обозначена как «0». После 42 эффективных суток работы запас реактивности активной зоны снизился настолько, что его уже не хватало на следующий цикл работы. Поэтому для восстановления рабочего запаса реактивности в активную зону загрузили десять бериллиевых блоков. Далее для поддержания оперативного запаса реактивности по мере выгорания топлива проводилась постепенная замена вытеснителей с водой на блоки бериллия, а количество ТВС сохранялось неизменным (до конфигурации «4» включительно). Затем в активную зону была догружена еще одна ТВС и установлены дополнительно два облучательных канала (конфигурация «5»). Стационарная конфигурация активной зоны реактора ВВР-К с полным бериллиевым боковым отражателем нейтронов показана на рис. 1, б. Количество элементов в последовательных конфигурациях активной зоны и аббревиатуры, используемые в тексте для обозначения конфигураций, а также время работы реактора с каждой из шести конфигураций приведены в табл. 1. Таблица 1 Количество элементов активной зоны в шести последовательных конфигурациях Конфигурация Элемент активной зоны Время эксплуатации, эфф. сут / циклы ТВС-1 ТВС-2 Обл. канал Вытеснитель Блок Вe «0» 17 10 8 50 0 36 / (1-3) «1» 17 10 8 40 10 95 / (4-8) «2» 17 10 8 34 16 68 / (9-11) «3» 17 10 8 27 23 42 / (13-15) «4» 17 10 8 1 49 106 / (16-20) «5» 18 10 10 1 46 - Расчет нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора ВВР-К для ее последовательных конфигураций при переходе от водяного отражателя нейтронов к бериллиевому выполнялся с применением компьютерного кода MCNP6 [15] с библиотекой нейтронных сечений ENDF/B-VII.1 [16]. Исходный файл, созданный в среде MCNP, воспроизводит в деталях геометрию и материалы всех элементов активной зоны. Ядерный состав топлива задается индивидуально для каждой ТВС, сначала на основе заводских паспортов ТВС, а далее учитывается уменьшение количества ядер урана и образование радионуклидов в результате реакции деления урана с учетом фактической продолжительности работы реактора. Цикл за циклом прослеживалась история каждой ТВС и каждого блока бериллия. Для каждого цикла рассчитывались выгорание урана в каждой ТВС и наработка продуктов деления (около 300 нуклидов), а также активность каждой ТВС. Применение бериллия в качестве отражателя нейтронов улучшает критические характеристики реактора, но имеет оборотную сторону: на бериллии протекают ядерные реакции, в результате которых образуется сильный поглотитель нейтронов (Не-3, с сечением поглощения тепловых нейтронов равным 5330 барн), поэтому важным для эксплуатации реактора является отслеживание наработки таких изотопов, как литий-6, тритий и гелий-3 [17, 18]: (1) (2) (3) (4) . (5) Оценка выхода лития-6, трития и гелия-3 проводилась по соответствующим расчетам скоростей реакций на бериллии с учетом времени облучения каждого блока в активной зоне. На рис. 2 представлены компьютерные модели ТВС-1, ТВС-2 и активной зоны с полным бериллиевым отражателем нейтронов. а б в Рис. 2. Компьютерные модели ТВС-1 (а), ТВС-2 (б) и конфигурации «5» активной зоны с бериллиевым отражателем (в) Результаты и их обсуждение Энерговыделение в ТВС Энерговыделение в топливе влияет на плотность потока нейтронов, а также на температуру топлива и оболочки твэлов. Изменение распределения плотности энерговыделения по диаметру активной зоны (от ячейки 5-5 до ячейки 8-7) в горизонтальной плоскости, проходящей через ее центр, для шести последовательных конфигураций показано на рис. 3. Видно, что от цикла к циклу в центре активной зоны энерговыделение падает, а на периферии активной зоны подрастает. Это связано с выгоранием урана в ТВС и уменьшением утечки нейтронов с периферии. Рис. 3. Распределение удельного энерговыделения по диаметру активной зоны реактора ВВР-К: «0», «1», «2», «3», «4», «5» - конфигурации активной зоны В качестве примера рассмотрено изменение удельного энерговыделения в трех ТВС, одна из которых расположена в центре активной зоны (ячейка 6-5), а две другие - на периферии (ячейки 5-3 и 9-5), которые, начиная с конфигурации активной зоны «1», граничат с бериллиевыми блоками. Результаты расчетов показаны на рис. 4. Общая тенденция соответствует данным, представленным на рис. 3. Уменьшение удельного энерговыделения в ячейке 5-3 для конфигурации «5» связано с тем, что в сопряженной ячейке был извлечен бериллиевый блок, что привело к спаду удельного энерговыделения. Рис. 4. Изменение энерговыделения в центральной ТВС и в двух периферийных Тепловая мощность реактора создается нейтронами деления, -квантами, образующимися в результате деления урана, и запаздывающими -квантами, рождение которых ассоциируется с продуктами деления урана. Экспериментально тепловая мощность определяется по разности температур воды первого контура реактора на выходе и входе в активную зону. Основной вклад в разогрев воды дает кинетическая энергия осколков деления урана (~ 180 МэВ) и сопутствующие -кванты (~ 20 МэВ). Вполне существен и -разогрев бериллия, имеющего высокую удельную теплоемкость, который приводит к дополнительному нагреву воды в примыкающих к нему зазорах. Полученные расчетные оценки долей энерговыделения за счет нейтронов, -квантов и -разогрева бериллия в тепловую мощность реактора для шести последовательных конфигураций активной зоны приведены в табл. 2. Таблица 2 Доли вкладов нейтронов и -квантов в тепловую мощность реактора Конфигурация «0» «1» «2» «3» «4» «5» Нейтроны 94.42 93.58 93.17 92.68 91.81 92.16 -Кванты 5.58 5.60 5.57 5.56 5.49 5.54 -Разогрев в бериллии 0 0.83 1.27 1.76 2.64 2.30 Как видно из табл. 2, выгорание топлива и загрузка блоков бериллия приводят к снижению доли нейтронов и увеличению доли -квантов в тепловой мощности реактора. Плотность потока нейтронов Догрузка блоков бериллия, являющегося эффективным замедлителем нейтронов, приводит к всплескам плотности потока нейтронов на периферии активной зоны с увеличением доли тепловых нейтронов. Нейтроны, взаимодействуя с бериллием, теряют свою кинетическую энергию и термализируются. Коэффициент замедления бериллия равен 125, тогда как для легкой воды он равен 61 [19]. Изменение поля тепловых (E < 0.625 эВ) и быстрых нейтронов (E > 0.1 МэВ) вдоль диаметра активной зоны показано на рис. 5. Рис. 5. Изменение полей тепловых (а) и быстрых нейтронов (б) по диаметру активной зоны В качестве примера на рис. 6 показано изменение плотности потока нейтронов в двух облучательных каналах, расположенных в центральной (6-6) и периферийной (2-6) ячейках активной зоны, при постепенной замене водяного отражателя нейтронов на бериллиевый. Из рис. 6 видно, что для конфигурации «5» плотность потока тепловых нейтронов в центральном облучательном канале уменьшилась, что связано с увеличением диаметра активной зоны и соответственно со снижением удельного энерговыделения в ТВС (см. рис. 3). Плотность потока быстрых нейтронов, наоборот, увеличилась. Ужесточение энергетического спектра нейтронов в центральном облучательном канале предположительно связано с увеличением количества урана в активной зоне, при делении которого образуются нейтроны со средней энергией 2 МэВ [19]. На периферии активной зоны отчетливо виден процесс термализации нейтронов. Рис. 6. Плотность потоков тепловых и быстрых нейтронов в облучательных каналах В табл. 3 приведены коэффициенты жесткости энергетического спектра нейтронов в облучательных каналах в центре и на периферии активной зоны для шести последовательных конфигураций. Коэффициент жесткости (K) определялся как отношение плотности потока быстрых нейтронов (Eн > 0.1 МэВ) к плотности потока тепловых нейтронов (Eн < 0.625 эВ). Таблица 3 Коэффициенты жесткости энергетического спектра в активной зоне Конфигурация активной зоны «0» «1» «2» «3» «4» «5» K Центр 0.51 0.52 0.50 0.48 0.46 0.65 Периферия 0.12 0.14 0.11 0.11 0.10 0.12 Данные табл. 3 показывают, что на периферии активной зоны энергетический спектр нейтронов мягче, чем в центре. Этот эффект - результат термализации нейтронов на бериллии. Кинетические параметры активной зоны Предварительный анализ динамики изменения кинетических параметров был выполнен в работе [20]. В табл. 4 приведены полученные для шести последовательных конфигураций активной зоны расчетные значения эффективной доли запаздывающих нейтронов эфф с их стандартным разбиением по шести энергетическим группам (i) вместе с постоянными радиоактивного распада (λi) ядер-предшественников, а также время жизни мгновенных нейтронов  Анализ приведенных в табл. 4 данных показывает, что по мере увеличения количества бериллия в активной зоне эффективная доля запаздывающих нейтронов уменьшается, а время жизни мгновенных нейтронов увеличивается. Это согласуется с хорошо известным фактом, что бериллий является дополнительным источником нейтронов, так как на нем протекают следующие ядерные реакции: Be9(γ, n)Be8 с порогом реакции 1.66 МэВ и Be9(n, 2n)Be8 с порогом реакции 1.86 МэВ [21, 22]. Фотонейтроны и нейтроны, образующиеся в реакции (n, 2n), увеличивают суммарное количество нейтронов в активной зоне, и соответственно доля запаздывающих нейтронов уменьшается. Таблица 4 Кинетические параметры активной зоны реактора ВВР-К с низкообогащенным урановым топливом Параметр Конфигурация «0» «1» «2» «3» «4» «5» 1 0.00027 0.00024 0.00026 0.00026 0.00024 0.00024 2 0.00139 0.00136 0.00131 0.0013 0.00127 0.00133 3 0.00135 0.00125 0.00122 0.00274 0.00117 0.00124 4 0.00287 0.00289 0.00283 0.00280 0.00270 0.00281 5 0.00122 0.00127 0.00111 0.00112 0.00110 0.00115 6 0.00053 0.00048 0.00049 0.00074 0.00047 0.00047 эфф, % 0.763 0.749 0.728 0.713 0.695 0.724 1, 1/с 0.01334 0.01334 0.01334 0.01249 0.01249 0.01334 2, 1/с 0.03272 0.03271 0.03268 0.03175 0.03173 0.03268 3, 1/с 0.12081 0.12076 0.12069 0.10943 0.10942 0.12069 4, 1/с 0.30312 0.30308 0.30301 0.31740 0.31740 0.30302 5, 1/с 0.85097 0.85104 0.85119 1.35184 1.35077 0.85124 6, 1/с 2.85794 2.85743 2.85681 8.66765 8.65962 2.85707  мс 46.1 50.6 59.0 60.6 70.3 59.8 В процессе конверсии реактора ВВР-К была полностью заменена система управления и защиты реактора. Новая современная система (АСУЗ-18р) в своем составе имеет реактиметр, в котором реактивность активной зоны вычисляется по модели точечной кинетики реактора [23]. Поэтому данные, приведенные в табл. 4, востребованы оперативным персоналом реактора ВВР-К. Реактивностные коэффициенты обратной связи Любое изменение температуры теплоносителя приводит к изменению его плотности и соответственно к изменению вероятности взаимодействия нейтронов с ядрами замедлителя (водорода). Это способствует изменению реактивности активной зоны (реактивностный эффект обратной связи по температуре). В частности, при повышении мощности реактора от минимального контролируемого уровня (МКУ ≈ 300-500 Вт) до номинального значения (6 МВт) температура теплоносителя в межтвэльных зазорах повышается, что приводит к снижению реактивности. Температурный коэффициент реактивности есть сумма реактивностных коэффициентов по температуре теплоносителя и по температуре топлива. Его экспериментальное значение для конфигурации с водяным отражателем, измеренное во время энергетического пуска реактора после достижения стационарного отравления в интервале температур теплоносителя на входе в активную зону 30-45 °C, составило (-0.013±0.002) (% Δk/k)/К. Расчетные значения температурного коэффициента реактивности для шести последовательных конфигураций активной зоны ВВР-К приведены в табл. 5. Таблица 5 Температурный коэффициент реактивности Конфигурация αT, (% Δk/k)/К «0» -0.014±0.001 «1» -0.012±0.001 «2» -0.011±0.001 «3» -0.011±0.001 «4» -0.010±0.001 «5» -0.011±0.001 Реактивностные эффекты обратной связи по температуре теплоносителя и топлива влияют на управляемость реактора, поэтому их необходимо учитывать как в условиях нормальной работы реактора, так и при анализе аварийных ситуаций. Из табл. 5 видно, что расчетные данные хорошо согласуются с экспериментальными. Запас реактивности Кроме выгорания топлива, причиной снижения запаса реактивности при работе реактора является отравление бериллия, способное приводить к полному исчерпанию запаса (см. ядерные реакции 1-5). В конфигурации «5» максимальные расчетные значения концентрации атомов лития-6, гелия-3 и трития составили соответственно 2.12∙10-6, 3.76∙10-8 и 3.53∙10-6 атом/(барн∙см), что привело к снижению запаса реактивности активной зоны на ρ ≈ -0.4 % k/k. Данные концентрации приведенных выше изотопов были наработаны за три года облучения в активной зоне реактора. На рис. 7 показано изменение экспериментально измеренных значений реактивности в начале и в конце каждого цикла за 1400 календарных суток. Вертикальные прямые показывают границы конфигураций. Рис. 7. Изменение реактивности в начале и в конце каждой кампании Следует отметить, что запас реактивности при переходе от одной конфигурации активной зоны к другой изменяется незначительно. Оптимизация перегрузок ТВС внутри активной зоны и достройка бокового бериллиевого отражателя позволили обеспечивать необходимый запас реактивности для выполнения облучательных работ в реакторе. К вопросу о теплогидравлическом анализе безопасности Ядерная безопасность работы реактора как в нормальных, так и в аварийных условиях была обоснована для исходной конфигурации активной зоны с водяным боковым отражателем перед физическим пуском в «Отчете по анализу безопасности эксплуатации реактора ВВР-К с низкообогащенным топливом». Основные результаты теплогидравлического анализа стационарного состояния активной зоны с водяным отражателем (конфигурация «0») и анализа переходных процессов, способных приводить к авариям, опубликованы в [24]. На рис. 8 показаны полученные с применением компьютерного кода PLTEMP [25] распределения значений температуры оболочки твэла и воды в «горячем» секторе ТВС, где пиковое значение удельного энерговыделения составляет 1500 Вт/см3, с учетом расхода воды 600 м3/ч и ее температуры на входе в активную зону 45 °С. График соответствует началу цикла, когда рабочие органы компенсации избыточной реактивности (РО КО) находятся в наинизшем положении. Расчеты показали, что наивысшие значения температуры относятся к внутренней оболочке первого внешнего твэла и зазору между первым и вторым твэлами. Температурные распределения для других твэлов и зазоров имеют аналогичные распределения, но их абсолютные значения ниже. Расчетные значения температуры теплоносителя в межтвэльных зазорах лежат ниже установленного разработчиком ТВС предельного значения 98 С для режима нормальной эксплуатации. Рис. 8. Распределение температуры топлива в самом «горячем» секторе ТВС, внешнем твэле (кр. 1) и воды в примыкающем к нему межтвэльном зазоре (кр. 2) по высоте активной зоны При неизменном расходе теплоносителя в активной зоне и неизменном количестве ТВС выгорание топлива приводит к постепенному снижению пиковых значений удельного энерговыделения (см. рис. 3), так что для последующих конфигураций аналогичные кривые будут проходить ниже, чем на рис. 8. При замене вытеснителей на блоки бериллия проходное сечение активной зоны слегка увеличивается за счет того, что в последних имеются сквозные отверстия большего диаметра, чем в нижней части вытеснителя. Температурный коэффициент реактивности остается малым, почти постоянным и отрицательным во всем рабочем диапазоне температур реактора, как того требуют нормативные документы [26]. Таким образом, специального рассмотрения теплогидравлического анализа стационарных состояний конфигурации активной зоны «1-5» не требуется. Основные результаты теплогидравлического анализа переходных процессов в активной зоне с водяным отражателем (конфигурация «0») опубликованы в [24]. Здесь же, в качестве примера, рассмотрим анализ такого исходного события, как потеря теплоносителя в первом контуре из-за потери внешнего электроснабжения. Комбинированный теплогидравлический и реактивностный анализ проводится с применением компьютерного кода PARET [27], в котором в качестве исходных данных используются нейтронно-физические параметры «горячего» сектора самой энергонапряженной ТВС, эффективности РО СУЗ и кинетические параметры активной зоны, а также экспериментально измеренный выбег главного циркуляционного насоса. Для исходной конфигура¬ции «0» с учетом автоматического включения насоса системы аварийного расхолаживания с расходом 45 м3/ч при снижении расхода на 20 % и еще одного сбоя - заклинивания наиболее эффективного РО АЗ - расчеты показывают: аварийный сброс РО СУЗ произойдет за одну секунду, включая задержку сигнала на 0.3 с, по сигналу о прекращении внешнего электроснабжения. Оцененная максимальная температура теплоносителя, 74 C, весьма далека от точки поверхностного кипения, а максимальная температура «горячего» участка самого энергонапряженного твэла не превышает 97 C, т.е. далека от точки плавления САВ. Таким образом, при работе одного аварийного насоса, который обеспечивает расход воды 45 м3/ч, рассматриваемое исходное событие не приведет к возникновению аварии. Для исходной конфигурации «5» максимальные оцененные значения температур остаются, практически, на том же уровне, если предположить, что удельное энерговыделение в самой энергонапряженной ТВС такое же, что в конфигурации «0». Однако в конфигурации «5» максимальные значения энерговыделения и соответственно температуры ниже, чем в конфигурации «0» [24], так что вывод, полученный для конфигурации «0», распространяется и на последующие конфигурации. Заключение При поэтапном преобразовании водяного бокового отражателя в бериллиевый распределение энерговыделения по активной зоне выравнивается, пиковые значения становятся ниже, а уровень энерговыдления на границе с бериллием повышается. Доля вклада нейтронов в тепловую мощность снижается, однако снижение незначительно (с 94 до 92 %). Определены расчетные значения эффективной доли запаздывающих нейтронов и времени жизни мгновенных нейтронов для всех рассмотренных конфигураций активной зоны. Полученные результаты были использованы для вычисления реактивности комплексом АСУЗ-18Р. Реактивностные эффекты обратной связи по температуре теплоносителя для всех конфигураций активной зоны являются отрицательными и находятся в диапазоне -(0.010-0.014) (% Δk/k)/К, что соответствует требованиям отечественной и международной нормативно-технической документации в сфере использования атомной энергии. За рассмотренный период времени эксплуатации реактора ВВР-К максимальные концентрации ядер-отравителей в бериллии - лития-6, гелия-3 и трития - составили 2.12∙10-6, 3.76∙10-8 и 3.53∙10-6 атом/(барнсм), что привело к уменьшению запаса реактивности на ρ ≈ -0.4 % k/k. Поскольку по результатам теплогидравлического анализа конфигурации активной зоны «0» теплофизическая безопасность реактора ВВР-К обеспечивается, то для конфигураций «1-5» проведение дополнительного теплогидравлического анализа не требуется, так как энергонапряженность активной зоны в этих конфигурациях снижается.

Скачать электронную версию публикации