Дипломная работа на тему: Особенности исследовательских ядерных реакторов. Общее описание исследовательских реакторов

Введение

Ядерное топливо используется в реакторах АЭС для производства тепловой энергии. Как энергетический аппарат ядерный реактор является генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер урана и образуемого в реакторе вторичного топливного элемента плутония Особенности сгорания ядерного топлива в активной зоне реактора, связанные с протеканием различных ядерных реакций с элементами топлива, определяют специфику ядерной энергетики, условия эксплуатации АЭС, экономические показатели, влияние на окружающую среду, социальные и экономические последствия.

Исследовательский ядерный реактор ВВР-Ц находится в эксплуатации с 1964 г. в ФГУП "НИФХИ им. Л.Я. Карпова" в г. Обнинске. Реактор был специализирован для проведения широкого круга работ в области радиационной химии, структурных и материаловедческих исследований, активационного анализа, нейтронного легирования полупроводников и др.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС), однако, считается, что такие реакторы имеют большое будущее. Прежде всего, в реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делиться от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238.

Воспроизводство ядерного топлива - это процесс образования в реакторе вторичных делящихся нуклидов из нуклидов, которые не делятся на тепловых нейтронах. В реакторах, работающих на уране, помимо выгорания делящегося нуклида 235U при радиационном захвате нейтронов ядрами 238U (реакция (n, g)) образуются ядра нового делящегося нуклида 239Pu.

Таким образом, имеется возможность организовать в ядерных реакторах два цикла воспроизводства ядерного топлива, основанных на двух типах ядерных реакций: уран-плутониевый топливный цикл и торий - урановый топливный цикл.

Целью данной выпускной квалификационной работы является расчетное обоснование перехода исследовательского реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливо.

Исходя из поставленной цели были сформулированы следующие задачи:

1) Изучить конструкционные особенности существующих исследовательских реакторов.

2) Изучить основные особенности перехода исследовательских реакторов на ядерное топливо с низким обогащением по 235U.

3) Освоить программный комплекс, реализующий метод Монте-Карло.

4) Освоить программный комплекс моделирующий изменение нуклидного состава материалов при работе реактора.

5) Создать модель реактора ВВР-ц, использующего топливо с низким обогащением по 235U.

6) Провести анализ эффективности перехода реактора ВВР-ц на низкообогащенное ядерное топливо.

Тут можно еще добавить краткое описание того что будет во введении/каждой главе/заключении (буквально по 1-2 предложения)

1. Во введение дописать про использование и эффективность использования низкообогащенного топлива.

Оглавление

- Введение..3

- Особенности исследовательских ядерных реакторов

- Общее описание исследовательских реакторов

- Конструкционные особенности исследовательских реакторов

- Общие конструкционные особенности исследовательских реакторов

- Конструкционные особенности реактора ВВР-ц

- Применение низкообогащенного топлива в исследовательских реакторах

- Используемые программные комплексы

- 2.1 Нейтронно-физический расчет тут рассказать какие программы есть - прецизионныеинженерныеэксплуатационные описать их преимуществанедостатки, и сказать что мы в работе используем первые, а именно метод Монте-Карло и про него подробней рассказать - именно в задачах н.-ф. расчета примеры программ MCNP MCU Serpent.21

- Расчет изменений нуклидного состава

- Исследование возможности перехода реактора ввр-ц на топливо низкого обогащения

- Заключение.62

- Список использованных источников63

Заключение

В заключение необходимо отметить, что Россия, поддержав заключительное коммюнике саммита по ядерной безопасности, состоявшегося в апреле 2010 г. в Вашингтоне, признает актуальность задачи минимизации использования высокообогащенного урана и перевода реактора с использования высокообогащенного топлива на низкообогащенное. В этой связи представляется, что России целесообразно разработать и принять правительственную программу, основной задачей которой бы являлось поддержание и развитие своего парка исследовательских ядерных установок, способных не только обеспечивать решение задач развития ядерной энергетики и оборонной тематики, но и соответствовать ее международным обязательствам.

Представляется, что одним из направлений этой программы могло бы стать проведение ревизии всех российских исследовательских ядерных установок. Это дало бы возможность определить те установки, эксплуатация которых нецелесообразна по возрастным признакам и/или из-за отсутствия для них задач, а также принять решение о создании новых установок, способных обеспечить необходимую экспериментальную базу для решения задач развития ядерной энергетики и отвечающих современным требованиям ядерной безопасности и нераспространения.

Подобная программа обязательно должна определять также и источники финансирования, необходимые для вывода из эксплуатации ненужных исследовательских ядерных установок, конверсию тех ИЯУ для которых это будет технически возможным и экономически оправданным, а также создание новых установок. Принятие подобной правительственной программы однозначно свидетельствовало бы о том, что Россия, наряду с другими странами, также работает в направлении минимизации использования ВОУ в гражданском секторе.

Список литературы

1. Бландинский В.Ю., Дудников А.А. Быстрые реакторы с разным видом топлива в системе ядерной энергетики. - Атомная энергия, том 112, вып. 3, 2012, с. 175 - 177.

2. Бландинский В.Ю. Влияние состава загружаемого плутония на изменение реактивности и изотопный состав нарабатываемого топлива в реакторе на быстрых нейтронах. - Вопросы атомной науки и техники, серия "Физика ядерных реакторов", 2012, вып. 4, с. 62 - 68.

3. Бландинский В.Ю. Влияние типа топлива на характеристики воспроизводства быстрого реактора в развивающейся системе атомной энергетики. - В сб.: Нейтроника - 2011. Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики. Программа и тезисы, 24 - 27 октября 2011 г., Обнинск, с 2-4.

4. Бландинский В.Ю. Реактор на быстрых нейтронах для интенсивного сценария развития атомной энергетики. - В сб.: 9-ая Курчатовская молодежная научная школа, 22 - 25 ноября 2011 г., Москва, с. 7.

5. Бландинский В.Ю. Влияние разного типа неопределенностей на изотопный состав топлива при выгорании. - В сб.: 10-ая Курчатовская молодежная научная школа, 23 - 26 октября 2012 г., Москва, с. 12.

6. Бландинский В.Ю. Использование энергетического плутония из быстрого реактора в тепловых реакторах. - В сб.: Нейтроника - 2012. Нейтронно- физические проблемы атомной энергетики. Программа и тезисы, 30 октября - 2 ноября 2012 г., Обнинск, с 11-13.

7. Захаров А.С., Звездкин В.С., Кирсанов Г.А и др. Совершенствование и испытания топливной сборки реактора ВВР-М. Препринт ЛИЯФ-1799. - С-Пб.: ЛИЯФ. - 1992.

8. Захаров А.С., Звездкин В.С., Коноплев К.А., Кирсанов Г.А., Пикулик Р.Г., Орлов С.П., Львов В.С., Сайков Ю.П. ТВС реактора ВВР-М с оребренным наружным твэлом. // Атомная энергия. - 1993. - Т. 74. - Вып. 1. - С. 88 - 90.

9. Исследовательские реакторы: Наука и высокие технологии: Сборник докладов международной научно-технической конференции/Димитровград, 2002. Т. 2. Ч. 1.

10. Кириллов П.Л., Бобков В.П., Жуков А.В., Юрьев Ю.С. Справочник по теплогидравлическим расчетам в ядерной энергетике. / Под ред. П.Л. Кириллова. - М.: Издат. - 2010. - Т. 1. - 770 с.

11. Колесов В.В., Камаев Д.А., Украинцев В.Ф., Хитрик Д.В. Использование метода интервальных вычислений для получения оценок погрешностей характеристик топлива в процессе кампании //Известия вузов. Ядерная энергетика. 2007. - № 2. - С. 3-7.

12. Колесов В.В., Кочнов О.Ю., Волков Ю.В., Украинцев В.Ф., Фомин Р.В. Создание прецизионной модели реактора ВВР-ц для последующей оптимизации его конструкции и наработки 99Mo и других радионуклидов. // Известия вузов. Ядерная энергетика. - 2011. - № 4. - С. 129-133.

13. Коноплев К.А., Пикулик Р.Г., Сайков Ю.П. Контроль герметичности ОТВС на реакторе ВВР-М / Сборник методических и прикладных работ ЛИЯФ. - Л.: ЛИЯФ, 1988. - С. 129 - 130.

14. Кочнов О.Ю., Лукин Н.Д. ВВР-ц - этапы реконструкции реактора. Тезисы доклада на XI Российское совещание "Безопасность исследовательских ядерных установок" (Димитровград, 25-30 мая 2009 г.). - С. 35-36.

15. Кочнов О.Ю., Волков Ю.В. Анализ данных по срабатываниям АЗ реактора ВВР-ц. Обнинск//Ядерная энергетика. 2002. №2. С. 12-20.

16. Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок. НП-033-01. М.: НТЦ ЯРБ, 2001.

17. Описание конструкции и характеристик ИЯР ВВР-ц, его систем и оборудования. Отчет по обоснованию безопасности исследовательского реактора и ВВР-ц (ООБ ВВР-ц). - Обнинск: ФГУП НИФХИ им. Л.Я.Карпова, 2002. - Т. 3. - С. 6-12.

18. Петров Ю.В., Ерыкалов А.Н., Онегин М.С. Нейтронно-физическое обоснование уменьшения загрузки топлива реактора ВВР-М ЛИЯФ. Препринт ПИЯФ-2401. - Гатчина: ПИЯФ, - 2000. 51 с.

19. Петухов Б.С., Генин Л.Г., Ковалев С.А., Соловьев С.Л. Теплообмен в ядерных энергетических установках. - М.: МЭИ. - 2003. - 548 с.

20. Enin А.А., Erykalov А.N., Kirsanov G.А., Konoplev К.А., L, vov V.S., Petrov Yu.V., Saikov Yu.Р., Zakharov А.S., Zvezdkin V.S. Design and Experience оf HEU and LEU fuel for WWR-М reactors. // Nuclear Engineering and Design. - 1998.

21. Kirsanov G.А., Konoplev К.А., Pikulik R.G., Sajkov Yu.Р., Tchmshkyan D.V., Tedoradze L.V. and Zakharov А.S. LEU WWR-М fuel assemblies' burnable test. / The RERTR-2000 International meeting оn reduced enrichment for research and test reactors. October 1-6, 2000, Las Vegas, Nevada.

22. Kirsanov G.А., Konoplev К.А., Saikov Yu.Р., Zakharov А.S. The Test method and some results for WWR-М fuel. The 21st International Meeting оn Reduced Enrichment for Research and Test Reactors (RERTR). October 18-23, 1998, San-Paulo, Brazil.