Учебное пособие: В. И. Трушкин Открытое акционерное общество "Ордена Ленина научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля" ОАО «никиэт»

И CC ЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ РЕАКТОР ДЛЯ ЦЕНТРОВ ЯДЕРНЫХ

ИССЛЕДОВАНИЙ

Р.П. Куатбеков, В.А. Лукичёв, С.В. Осипович, С.А. Соколов, И.Т. Третьяков,

В.И. Трушкин

Открытое акционерное общество «Ордена Ленина научно-исследовательский и

конструкторский институт энерготехники имени Н. А. Доллежаля»

(ОАО «НИКИЭТ»),

ул. Малая Красносельская, д. 2/8, г. Москва, Российская Федерация, 107140

Реферат

ОАО «НИКИЭТ» разрабатывает конкурентоспособный на международном рынке исследовательский реактор (ИР) с топливом пониженного обогащения.

В качестве потенциальных заказчиков рассматриваются, прежде всего, страны Юго-Восточной Азии, Африки, Латинской Америки, СНГ, а также некоторые европейские страны. Для удовлетворения потребности государств, желающих развивать ядерные технологии, разрабатываются технические предложения типовых ИР в составе центров ядерных исследований (ЦЯИ).

Разрабатываемые ИР должны иметь конкурентоспособные потребительские параметры и обеспечивать широкий круг исследований по различным направлениям научно-исследовательских и прикладных работ.

На основе анализа современных и перспективных направлений использования ИР и потребностей зарубежного рынка разрабатываются варианты ИР бассейнового типа с серийно производимым топливом на уране низкого обогащения.

Введение

В начале этого века тенденция к сокращению количества действующих в мире исследовательских реакторов (ИР), четко проявившаяся в конце прошлого века, меняется на тенденции сохранения их количества и возрастанию интереса к созданию новых установок, в т.ч. в странах, не имеющих атомной инфраструктуры.

Очевидно, развитие ИР не будет таким интенсивным, как это было в 60-е годы прошлого века, однако они остаются до сих пор самым дешевым и доступным источником нейтронов высокой интенсивности и потому еще длительное время будут сохранять интерес для экспериментаторов.

В большинстве ИР используется уран с обогащением более 20 %, т. е. ВОУ, опасность несанкционированного использования которого представляет реальную угрозу. В мире ведутся работы по снижению обогащения урана в топливе ИР до уровня менее 20% по содержанию урана-235, т. е. НОУ-топлива. Несмотря на известный прогресс, достигнутый в этом направлении, многие вопросы остаются нерешенными до сих пор, и конечная цель – исключение ВОУ из использования в топливе гражданских ИР, пока не достигнута.

1. Цели и направления НИОКР

ОАО «НИКИЭТ» в рамках реализации Федеральной Целевой Программы «Национальная технологическая база» со сроком действия 2007 – 2011 гг. и при выполнении собственных НИОКР активно работает в направлении:

— участия в комплексе работ по разработке и созданию отечественного конкурентоспособного НОУ-топлива;

— обеспечивает разработку технических предложений конструкций будущих ИР (мощностью от 1 МВт до 25 МВт), ориентированных на потенциального заказчика за рубежом.

В этих условиях разработка достаточно проработанных предложений по мощностному ряду ИР, которые могут быть представлены потенциальному зарубежному заказчику, позволит не только сохранить компетенцию отечественных специалистов, но и существенно повысить шансы на успех в будущих тендерах.

В качестве потенциальных заказчиков ИР и центров ядерных исследований (ЦЯИ) рассматриваются, прежде всего, страны Юго-Восточной Азии, Африки, Латинской Америки, СНГ, а также некоторые европейские страны.

Разрабатываемые ИР должны иметь конкурентоспособные потребительские параметры и обеспечивать широкий круг исследований по направлениям:

— ядерная физика,

— физика твёрдого тела,

— радиационное материаловедение,

— нейтронно-активационный анализ вещества,

— нейтронная радиография различных изделий,

— радиационное легирование кремния, производство изотопов для медицинских

и промышленных целей (99 Мо, 131 I, 125 I, 35 S, 32 P, 90 Y, 166 Ho, 60 Co, 153 Sm, 192 Ir).

ИР могут быть использованы как учебные установки и источники нейтронов для каналов нейтронной терапии.

2. Принципы проектирования перспективных исследовательских реакторов

При разработке новых ИР для исследовательских центров в других странах в соответствии с международными нормами необходимо ориентироваться на перечисленные ниже концептуальные положения и принципы проектирования перспективного ИР для научно-исследовательских центров.

2.1. Надежность:

— использование технических решений и оборудования, проверенных в ходе эксплуатации реакторов в РФ и за рубежом;

— выбор расхода и перепада давления теплоносителя на активной зоне (а.з.) обеспечивает запас до температуры начала кипения и допустимое значение показателя теплотехнической надежности;

2.2. Безопасность:

— размещение активной зоны в бассейне под большим уровнем воды;

— конструкция реактора обеспечивает сохранение залива активной зоны водой при возникновении течи в трубопроводах;

— контроль, сбор и возврат протечек воды в бассейн в аварийных ситуациях;

— отсутствие поверхностного кипения на поверхностях твэлов и элементов активной зоны;

— достаточная эффективность РО СУЗ;

— пассивные системы безопасности;

— отрицательные реактивностные обратные связи;

— наличие бериллия в отражателе для обеспечения надёжного управления реактором при пуске;

— применение референтных ТВС ИРТ-4М, ВВР-М2 и новых перспективных ТВС ВВР-КН с НОУ-топливом;

2.3. Эффективность:

— высокий уровень плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах реактора;

— глубокое выгорание топлива в выгружаемых сборках;

— высокое «качество реактора» по тепловым нейтронам (Ф/N);

— многообразие экспериментальных объемов;

2.4. Гибкость:

— возможность реализации различных компоновок активной зоны реактора;

— возможность варьирования количества и месторасположения экспериментальных каналов;

2.5. Простота:

— удобство обслуживания реактора и проведения перегрузочных работ благодаря размещению хранилища кассет в бассейне реактора.

3. Достигнутые результаты НИОКР

3.1. Разработка технических предложений исследовательских реакторов трех уровней мощности

На первом этапе деятельности ОАО «НИКИЭТ» в этом направлении был определён востребованный на международном рынке мощностной ряд перспективных ИР, состоящий из трёх базовых конструктивных решений для уровней тепловой мощности 1, 10, 20 МВт, и разработаны технические предложения вышеуказанных ИР.

Были рассмотрены реакторы бассейнового типа с принудительной циркуляцией теплоносителя через активную зону. В качестве теплоносителя, замедлителя, торцевого отражателя и радиационной защиты используется деминерализованная вода.

Выбор бассейнового типа реактора вполне оправдан длительной историей безопасной и эффективной работы таких установок. Имея высокие параметры безопасности, бассейновые реакторы позволяют в то же время обеспечивать высокие плотности потоков тепловых нейтронов, достаточные для проведения практически всех исследований, в которых используются тепловые нейтроны.

Расчётным путём выбраны компоновки активных зон (см. рисунки 1-5), обеспечивающих оптимальные потребительские характеристики (см. таблицу 1) при лучшем соответствии «уровень мощности реактора – тип используемой ТВС».

3.2. Конструктивные особенности исследовательских реакторов трех уровней мощности

Каждый реактор размещен в бетонном защитном массиве здания и включает в себя стальной бак, являющийся наружной оболочкой бассейна, активную зону, бериллиевый отражатель, исполнительные органы системы управления и защиты (СУЗ), каналы ионизационных камер, верхнее защитное перекрытие, шиберы горизонтальных каналов и экспериментальные устройства. В пределах бассейна реактора также располагается временное хранилище облучённых ТВС. Использование бассейновой конструкции реактора позволяет значительно упростить операции загрузки в активную зону ТВС и облучаемых образцов и выгрузки их из активной зоны.

Особенностью реакторов мощностью 10 и 20 МВт является нижнее расположение ИМ СУЗ под опорной плитой реактора в герметичном кожухе в подреакторном помещении. Это позволит освободить пространство над а. з. для ведения экспериментальных и транспортно-перегрузочных работ. РО СУЗ приводятся в движение шаговыми двигателями. В целях безопасности конструкцией предусмотрено наличие защиты от протечек.

Трехмерные модели реакторов представлены на рисунках 6-8.

Таблица 1. Характеристики активных зон исследовательских реакторов

Рисунок 6. Трехмерная модель ИР мощностью 1 МВт

Рисунок 7. Трехмерная модель ИР мощностью 10 МВт

Рисунок 8. Трехмерная модель ИР мощностью 20 МВт

4. Дальнейшее развитие проектов перспективных исследовательских реакторов в составе ЦЯИ

Выполненные разработки явились первым шагом на пути продвижения экспортных предложений ОАО «НИКИЭТ» по тематике ИР и требуют продолжения и расширения проектно-конструкторских проработок.

Согласно планам НИОКР на 2011г. на основе проведенных на первом этапе работ, анализа современных и перспективных направлений использования ИР и потребностей зарубежного рынка разрабатываются два варианта ИР бассейнового типа в составе ЦЯИ: с естественной циркуляцией теплоносителя через активную зону малой мощности (до 1 МВт) и с принудительной циркуляцией теплоносителя, масштабируемый по мощности (10‑20 МВт). В разрабатываемых ИР используется серийно производимое, подтвердившее высокую надёжность топливо на уране низкого обогащения: ТВС ВВР-М2 для ИР мощностью до 1 МВт и ИРТ-4М для ИР мощностью 10-20 МВт.

В объеме технических предложений реакторных установок (РУ) с водо-водяным бассейновым ИР малой и средней мощностей разрабатываются инженерно-конструктивные решения реакторов, включая компоновки активных зон и отражателя, схемы их охлаждения, системы обращения с облученными изделиями, принципиальные схемы РУ, а также определяется стоимость разработки проектной документации, изготовления оборудования, сопровождения сооружения и ввода в эксплуатацию РУ.

В таблице 2 приведены основные потребительские характеристики активных зон разрабатываемых в настоящий момент исследовательских реакторов.

5. Создание базовых проектов ЦЯИ с перспективными исследовательскими реакторами

Дальнейшая деятельность в этом направлении направлена на создание проектов ИР в составе центров ядерных исследований, ориентированных по комплексу решаемых задач на конкретные потребности потенциальных зарубежных заказчиков. Наработанные материалы составляют основу для последующих этапов развития базовых проектов ЦЯИ:

— выбор комплектации экспериментальных установок и лабораторий, входящих в состав ЦЯИ;

— определение состава, научно-производственного, технологического и инфраструктурного обеспечения изотопного производства, производства радиационного легирования кремния, обеспечения материаловедческих исследований;

— оценка стоимости научно-производственного, технологического и инфраструктурного обеспечения ЦЯИ в соответствии с функциональным назначением;

— совместная разработка с проектной организацией проектных материалов ЦЯИ.

Таблица 2. Характеристики активных зон исследовательских реакторов