Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С БЕРИЛЛИЕВЫМ ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых ядерных реакторов с бериллиевым замедлителем для увеличения срока службы реактора без замены бериллиевого замедлителя.

Бериллий широко применяется в ядерных реакторах в качестве замедлителя. Его использование обусловлено лучшими по сравнению со многими другими материалами нейтронно-физическими характеристиками. Однако высокая стоимость бериллия сильно ограничивает его применение и требует значительных затрат при необходимости замены. Еще одной существенной особенностью бериллия является то, что при его взаимодействии с нейтронами происходит образование нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов, например, ³Не и ⁶Li.

Известен способ эксплуатации исследовательского реактора BR-2 [Е.Koonen. BR-2 Research Reactor Modifications: Experience gained from the BR-2 Beryllium Matrix Replacement and Second Matrix Surveillance Programme, IAEA-SM-310/68. International Symposium on research reactor safety, operations and modifications, 1989, October 23-27. Chalk River, Ontario. AECL-9926 V.3 p.737-756], который включает работу на мощности до 120 МВт с периодическими остановами для перегрузки топлива и экспериментальных устройств общей продолжительностью до 240 суток в течение года. Недостатком этого способа является то, что максимальная продолжительность останова не установлена, т.е. он не учитывает специфику накопления в бериллиевой матрице ³Не и ⁶Li. В результате после одного из длительных остановов реактор не смогли вывести на мощность и были вынуждены полностью заменить бериллиевую матрицу. Кроме того, были понесены существенные убытки из-за простоя реактора, продолжавшегося более двух лет.

Известен способ эксплуатации исследовательского реактора МИР [В.А.Куприенко. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР // Сборник трудов НИИАР, 1997 г., вып.4, с.3-17], включающий работу на мощности до 50 МВт и остановы для выполнения частичной перегрузки топлива (~1/3 активной зоны), подготовки экспериментов и проведения планово-предупредительных ремонтов. Суммарная продолжительность остановов в течение года достигает 210 суток. Возможны ситуации, например, при модернизациях различных систем или при подготовке сложных экспериментов, когда продолжительность останова может быть существенно больше. Отсутствие регламентации продолжительности останова привело к значительному уменьшению запаса реактивности за время одного из них. Реактор удалось вывести на мощность только после загрузки в него значительно большего количества «свежего» топлива, чем обычно. Если бы запас «свежего» топлива отсутствовал, то пришлось бы полностью заменять бериллиевую кладку.

Вышеуказанный недостаток устраняется тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем, работа которого на мощности чередуется с остановами между кампаниями, продолжительность останова между кампаниями ограничивают, а допустимую продолжительность останова определяют из соотношения:

,

где: Т - допустимая продолжительность останова при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону, мес;

ρ - запас реактивности реактора при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону без учета отравления бериллия, β_эф;

Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут;

а - константа для каждого реактора, характеризующая накопление в бериллии ⁶Li, вычисляемая как разница между значениями запаса реактивности перед началом кампании в состоянии активной зоны со свежим бериллием и в состоянии со стационарной концентрацией ⁶Li в бериллии, которое определяют путем построения зависимости изменения запаса реактивности перед началом каждой новой кампании от энерговыработки на первом этапе эксплуатации бериллиевой кладки по прекращению уменьшения запаса реактивности, а запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования;

b - константа для каждого реактора, характеризующая изменение концентрации ³Не в бериллии в процессе работы реактора, вычисляемая как отношение уменьшения по сравнению с предыдущей кампанией остаточного запаса реактивности после завершения кампании к соответствующему увеличению энерговыработки за кампанию, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования сразу после окончания очередной кампании, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности;

с - константа для каждого реактора, характеризующая увеличение концентрации ³Не в бериллии в процессе останова, вычисляемая как отношение уменьшения запаса реактивности за время останова к продолжительности останова и к энерговыработке на момент останова, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования через различные промежутки времени после останова реактора, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- введение ограничения продолжительности останова;

- алгоритм определения допустимой продолжительности останова в зависимости от энерговыработки реактора при эксплуатации бериллиевой кладки в реакторе.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной и изобретательским уровнем.

Для исследовательского реактора МИР, в конструкции которого предусмотрен бериллиевый замедлитель, запас реактивности с максимальной загрузкой ядерного топлива без учета отравления бериллия составляет 26,4 β_эф. При планировании работ допустимую продолжительность останова определяют, исходя из соотношения:

В данном случае Т - допустимая продолжительность останова при максимальной загрузке ядерного топлива, мес;

Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут.

Таким образом, после эксплуатации бериллия в реакторе при средней мощности, например, 40 МВт с коэффициентом использования 0,75 в течение 5 лет допустимая продолжительность останова с максимальной загрузкой ядерного топлива не должна превышать 15 мес, а после 30 лет - 1,5 мес.