Обеспечение проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита топливных блоков высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов
| Parent link: | Известия вузов. Ядерная энергетика № 3.— 2019.— [С. 40-52] |
|---|---|
| Corporate Author: | |
| Other Authors: | , , , |
| Summary: | Заглавие с экрана Одними из претендентов на лидерство среди реакторов нового поколения являются высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы. Принципиальными особенностями этого типа реактора являются высокоэффективное производство электроэнергии (КПД около 50%), использование высокотемпературного тепла для технологических производств, самозащищенность активной зоны, возможность реализации различных вариантов топливных циклов, пониженное радиационное и тепловое воздействие на окружающую среду, прогнозируемая приемлемость экономических показателей в отношении стоимости электроэнергии по сравнению с альтернативными энергоисточниками. Для высокотемпературных реакторов уровень выходных температур теплоносителя в пределах 750 – 950°C определяет использование графита в качестве конструкционного материала активной зоны и гелия в качестве инертного теплоносителя. Применение графита обусловливает большую теплоемкость активной зоны и ее практическую нерасплавляемость. Срок службы реакторного графита зависит от значения критического флюенса повреждающих нейтронов. Критический флюенс определяется температурой облучения и плотностью потока сопутствующего гамма-излучения. Значения критического флюенса графита в высокотемпературной области 800 – 1000°C уменьшаются в пределах 1·1022 – 2·1021 см–2 соответственно. Компактность активной зоны приводит к росту доли повреждающих нейтронов в общем потоке. Эти обстоятельства обусловливают относительно низкие значения ресурса графитовых конструкций высокотемпературных реакторов. Приводятся конструктивные особенности и эксплуатационные параметры высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ГТ-МГР. Получены результаты нейтронно-физического расчета, позволяющие определить значения плотностей потоков повреждающих нейтронов, глубины выгорания ядерного топлива и выработанного ресурса графита топливных блоков. Показано несоответствие максимумов в зависимостях значений глубины выгорания ядерного топлива и выработанного ресурса графита топливных блоков по высоте активной зоны. В результате анализа расчетных данных разработаны схема и методика перегрузки топливных блоков реактора ГТ-МГР для обеспечения проектного значения глубины выгорания ядерного топлива ресурсом графита. High-temperature gas-cooled reactor (HTGR) is one of promising candidates for new generation of nuclear power reactors. This type of nuclear reactor is characterized with the following principal features: highly efficient generation of electricity (thermal efficiency of about 50%); the use of high-temperature heat in production processes; reactor core self-protection properties; practical exclusion of reactor core meltdown in case of accidents; the possibility of implementation of various nuclear fuel cycle options; reduced radiation and thermal effects on the environment, forecasted acceptability of financial performance with respect to cost of electricity as compared with alternative energy sources. The range of output coolant temperatures in high-temperature reactors within the limits of 750 – 950°C predetermines the use of graphite as a structural material of the reactor core and helium as the inert coolant. Application of graphite ensures higher heat capacity of the reactor core and its practical non-meltability. Residence time of reactor graphite depends on the critical value of fluence of damaging neutrons (neutrons with energies above 180 keV). In its turn, the value of critical neutron fluence is determined by the irradiation temperature and flux density of accompanying gamma-radiation. The values of critical fluence for graphite reduce within high-temperature region of 800 – 1000°C to 1·1022 – 2·1021 см–2, respectively. The compactness of the core results in the increase of the fracture of damaging neutrons in the total flux. These circumstances predetermine relatively low values of lifetime of graphite structures in high-temperature reactors. Design features and operational parameters of GT-MHR high-temperature gas-cooled reactor are described in the present paper. Results of neutronics calculations allowing determining the values of damaging neutron flux, nuclear fuel burnup and expired lifespan of graphite of fuel blocks were obtained. The mismatch between positions of the maxima in the dependences of fuel burnup and exhausted lifespan of graphite in fuel blocks along the core height is demonstrated. The chart and methodology for re-shuffling fuel blocks of the GT-MHR reactor core were developed as the result of analysis of the calculated data for ensuring compliance of the design value of the fuel burnup with expected graphite lifespan. |
| Published: |
2019
|
| Subjects: | |
| Online Access: | https://nuclear-power-engineering.ru/article/2019/03/04/ |
| Format: | Electronic Book Chapter |
| KOHA link: | https://koha.lib.tpu.ru/cgi-bin/koha/opac-detail.pl?biblionumber=661374 |