Опыт разработки быстрых газовых реакторов в России - Обоснование нейтронно-физических характеристик БГР-300

1. Обоснование нейтронно-физических характеристик БГР-300
1. Описание используемых библиотек ядерных данных, методов и программ нейтронно-физического расчета

При проведении нейтронно-физических расчетов реакторов на быстрых нейтронах важное значение имеет выбор библиотеки ядерных данных. В качестве такой библиотеки при расчете БГР и, в частности, БГР-300 использовалась разработанная в ФЭИ 26-групповая система микроскопических констант БНАБ /21, 22/, которая была обоснована и рекомендована для расчетов натриевых бридеров типа БН. В программах физического расчета БГР использовалась подготовка на основе БНАБ макроскопических констант по программе АРАМАКО, которая рассчитывает групповые макроскопические сечения с учетом резонансной структуры в подгрупповом приближении /23/. Расчеты проводились по многогрупповым диффузионным двумерным программам SINVAR-2 /24/ и GABI /28/ и по трехмерной программе Монте-Карло МК-2226 /27/. Используемые для нейтронно-физических расчетов БГР ядерные данные и расчетные программы проверялись путем сравнения результатов расчетов с результатами, полученными другими авторами по другим программам /26/, и с результатами экспериментов на критическом стенде КОБРА /2932/.
Описание экспериментов, проведенных специально для обоснования нейтроннофизических характеристик БГР-300, и их использование для обоснования применяемых для расчетов ядерных данных и программ приводится ниже.

Рисунок 24. Принципиальная тепловая схема АЭС с реактором БГР-300

1. - активная зона; 2 - корпус реактора; 3 - промежуточный перегреватель; 4 - парогенератор; 5 - газодувка основная; 6 - турбина; 7 - электрогенератор; 8 - конденсатор; 9-насосы конденсатные; 10-обессоливающая установка; 11 - регенеративные подогреватели; 12 - сливной насос; 13 - деаэратор; 14 - насосы питательные; 15 - теплообменник расхолаживания; 16 - газодувка вспомогательная; 17 - насос расхолаживания; 18 - компенсатор объема; 19 - концевой охладитель; 20 - насос.

В числителе дроби - расход гелия или пара G, т/ч; в знаменателе - давление Р, 105 Па и температура t, °С

1. Эксперименты на критических сборках, моделирующих физические особенности БГР-300

Для экспериментального изучения физики быстрых гелиевых реакторов на быстром физическом стенде КОБРА (ФЭИ, Обнинск) /29-32/, общий вид которого показан на рисунке 25, были сооружены и исследованы критические сборки КБР-4, КБР-5 /29-31/. Эти сборки были близки по составу к одному из вариантов реактора БГР-300, загруженного обогащенным ураном, и отличались от него меньшими радиальными размерами. Кроме того, позднее на этом стенде была сооружена и исследована сборка КБР-8 /32/, близкая к реактору БГР-300 не только по составу, но и по геометрическим размерам.
Активная зона этой критической сборки общим объемом около 1400 л в целях выравнивания энерговыделения в радиальном направлении состояла из двух зон с разным обогащением урана по ²³⁵U, а именно из ЗМО и ЗБО. Активная зона окружена торцевыми и боковыми зонами воспроизводства. Основной конструкционный элемент сборки - топливный канал, представляющий собой стальную трубу диаметром 50 мм, заполненную цилиндрическими блочками различных материалов высотой 5 и 10 мм.
Центральная активная часть топливного канала высотой 97,2 см была заполнена блочками обогащенного металлического урана (90% обогащения и 36% обогащения), блочками диоксида обедненного урана и пустотелыми стальными блочками, с помощью которых создавалась необходимая пористость. Блочки по высоте располагались в определенном порядке, образуя чередующиеся наборы элементарных топливных ячеек. Зоны малого и большого обогащения сборки имели разные элементарные топливные ячейки.
Для сборок КБР-4, КБР-5 и КБР-8 были получены экспериментальные критические параметры, которые указаны в таблице 15.
Распределение энерговыделения в сборках изучалось путем подробного измерения пространственного распределения скоростей реакций деления ²³⁵U и ²³⁸U с помощью малогабаритных камер деления со слоями обогащенного и естественного урана, перемещаемых в зазорах между топливными каналами сборки. В аксиальном направлении распределение делений измерялось перемещением камеры деления в зазоре с помощью устройства с дистанционным управлением.
Относительная калибровка камер, необходимая для определения отношения , осуществлялась в потоке тепловых нейтронов в тепловой колонне, расположенной за радиальным отражателем сборки.

Рисунок 25. Общий вид быстрого физического стенда КОБРА
Из распределения делений естественного и обогащенного урана и величины
в центре сборки были получены относительные пространственные
распределения делений для чистых изотопов урана, которые приведены на рисунке 26 по радиусу и высоте сборки в центральных сечениях.
Таблица 15. Экспериментальные критические параметры сборок КБР-4, КБР-5 и КБР-8

Для относительного измерения распределения скорости делений внутри ячейки использовался метод регистрации гамма активности осколков деления облученных фолы из обогащенного и естественного урана Во время облучения фольги располагались между блочками, составляющими ячейку, в зазоре между каналами и в тепловой колонне. Измерения с фольгами показали, что структура ячейки в распределении деления ²³⁵U по объему ячейки не проявляется. В распределении скорости реакции деления ²³⁸U наблюдается заметное увеличение около блочков обогащенного урана.
На основании этих измерений для центральной ячейки ЗМО была определена величина, которая характеризует жесткость спектра нейтронов в центре
сборки. На КБР эта величина равна 0,037 ±0,001.
Для измерений пространственного распределения скорости реакции захвата в ²³⁸U использовался активационный метод.
На рисунке 27 приведены экспериментальные относительные распределения скорости захвата нейтронов в ²³⁸U по высоте и радиусу сборки.

Рисунок 26. Распределение реакции деления ²³⁸U по радиусу (a), ²³⁵U по радиусу (б) и M5U по высоте (в) для сборки КБР-8  - эксперимент;         расчет с учетом (1) и без учета (2) окружения сборки.

Рисунок 27. Распределение реакции поглощения нейтронов в ²³⁸U по радиусу (а) и по высоте (б) для сборки КБР-8 - эксперимент;     расчет с учетом (1) и без учета (2) окружения сборки.

1. Сравнение расчетных и экспериментальных результатов

Основные расчетные исследования сборки КБР-8 проводились по программам SINVAR-2 /24/ и GABI /28/ в приближении гомогенного размещения материалов в
основных зонах сборки и с использованием многогрупповой системы констант БНАБ- 78/21,22/.
Расчеты сборки КБР-8 на критичность дали значение Кэф = 1,0023.
В процессе конструирования и создания сборки к расчетам критических параметров привлекалась программа МК-2226 /27/, которая позволяет проводить расчет сборки с учетом реальной слоистой структуры методом Монте-Карло в 26- групповом приближении.
Расчеты показали, что полный эффект гетерогенной структуры в реализованном варианте сборки КБР-8 невелик и равен= 0,0085 ± 0,005.
Дополнительные исследования показали, что полный эффект гетерогенной структуры КБР-8 состоит из ряда эффектов, величины которых имеют разные знаки и частично взаимно компенсируются.
В ходе расчетов была исследована зависимость расчетных параметров сборки от методов учета окружения. При этом использовались следующие модели:

1. - окружение не учитывалось;
2. - окружение моделировалось слоем пористого бетона толщиной 1 м с объемной пористостью 0,95, примыкающим к сборке, и следующим за ним слоем бетона нормальной плотности толщиной 1 м.

Результаты расчетов по программе SINVAR-2 приведены в таблице 16.
Таблица 16. Расчетные параметры сборки КБР-8

Из таблицы 16 видно, что учет окружающих сборку внешних конструкций практически не влияет на критические параметры, но приводит к изменению утечки нейтронов из сборки и к изменению КВ.
Для быстрых реакторов КВ является важной характеристикой и правильное определение его зависит от учета окружения реактора. Расчетное пространственное распределение скорости деления 23<U с учетом окружения удовлетворительно согласуется с экспериментальным (см. рисунок 27а).
Учет окружения критической сборки по приближенной модели в виде внутреннего пористого и внешнего плотного слоев бетона делает расчетные распределения реакций в экранах достаточно близкими к экспериментальным.
Расчетно-экспериментальные исследования показали приемлемость используемых расчетных методов и программ для определения физических параметров быстрых реакторов с гелиевым теплоносителем и их оптимизации. Результаты расчетных и экспериментальных исследований подтверждают положительные качества быстрых реакторов с гелиевым теплоносителем, их высокие воспроизводящие характеристики и показывают перспективность их использования.