ESTIMATED ESTIMATION OF RESIDUAL SFA HEAT EMISSIONS IN HOLDING POOLS

Research article
DOI:
https://doi.org/10.60797/IRJ.2024.143.155
Issue: № 5 (143) S, 2024
Suggested:
27.02.2024
Accepted:
29.05.2024
Published:
31.05.2024
83
3
XML
PDF

Abstract

The work provides requirements for ensuring nuclear and radiation safety of nuclear installations, including the need for reliable cooling of cooling pools with irradiated fuel assemblies. Theoretical dependencies used to calculate the residual heat release power of irradiated fuel assemblies (SFAs) are presented. The values of the released thermal power are determined depending on various factors. A comparison of the calculation results obtained using different methods is carried out. An assessment was made of the residual heat release power in the storage shaft if it is necessary to unload all spent fuel assemblies from the core. Based on a study of the residual heat release power of spent fuel assemblies during unloading of the entire core into the storage shaft, the required power of the passive heat removal system in the event of a complete blackout was determined.

1. Введение

Область использования атомной энергии, для производства электрической и тепловой энергии на АЭС

, решения научно–технических и исследовательских задач, производства изотопов для промышленности и медицины в исследовательских ядерных реакторах (ИЯУ)
,
, и др., постоянно расширяется. При этом важнейшим аспектом использования ядерных установок является обеспечение их ядерной и радиационной безопасности на всех этапах жизненного цикла, включая снятие с эксплуатации
,
.

В соответствии с НП-033-11 «Общие положения обеспечения безопасности исследовательских ядерных установок», целью обеспечения безопасности ИЯУ является ограничение радиационного воздействия исследовательских ядерных установок на работников (персонал), население и окружающую среду при нормальной эксплуатации и нарушениях нормальной эксплуатации, включая аварии

.

Безопасность ядерной установки, в том числе исследовательской ядерной установки, обеспечивается за счет установления ряда последовательных физических барьеров на пути распространения радиоактивных продуктов деления в окружающую среду (топливная матрица, оболочка тепловыделяющих элементов, герметичный контур циркуляции теплоносителя и т.д.).

Одним из условий обеспечения безопасности ядерных реакторов является сохранение герметичности оболочек тепловыделяющих элементов, как при штатной работе реактора, так и при хранении ОТВС в бассейнах выдержки (шахте-хранилище – ШХ). Важность надежного теплоотвода при хранении ОТВС в бассейнах выдержки еще раз актуализировала авария, произошедшая 11 марта 2011 г. на японской АЭС Фукусима–1

При работе ядерной установки могут возникать ситуации, когда необходима полная выгрузка ОТВС из активной зоны реактора. В таком случае в бассейне выдержки (шахте-хранилище) должен быть обеспечен надежный теплоотвод от ОТВС, для исключения вскипания теплоносителя ШХ.

Работа проведена в рамках создания системы пассивного отвода тепла ОТВС в бассейнах выдержки (шахте-хранилище)

,
для оценки необходимой мощности разрабатываемой системы. Объектом исследования стала ШХ исследовательской ядерной установки (ИЯУ) ИВВ-2М, расположенной в АО «ИРМ» г. Заречный.

Цель работы: расчетная оценка мощности остаточного тепловыделения в ШХ ИЯУ ИВВ-2М при различной длительности выдержки ТВС в активной зоне и бассейне выдержки, а также оценка мощности тепловыделений при выгрузке всей активной зоны ИЯУ ИВВ-2М в ШХ при необходимости.

Задачи:

1) определение методик расчета остаточного тепловыделения ОТВС;

2) расчет мощности остаточного тепловыделения при различных исходных значения (время выдержки ОТВС, мощность реактора и др);

3) анализ полученных данных для выбранных методик, их сравнение;

4) расчет остаточного тепловыделения всех ОТВС по окончании выгрузки из активной зоны в ШХ ИЯУ ИВВ-2М.

2. Объект и методы исследования

Исследовательский ядерный реактор ИВВ-2М Института реакторных материалов (г. Заречный) в 1960-1980-е гг. использовался для исследований по радиационному материаловедению, испытания топливных композиций, элементов активных зон ядерных реакторов и других задач. В результате проработки альтернативных путей использования реактора ИВВ-2М в 1990-е годы сформировалось новое направление деятельности, связанное с разработкой технологий производства радиоизотопной продукции для прикладных задач и научных исследований, а также производством и коммерческими поставками радиоизотопной продукции для дефектоскопии, ядерной медицины и фармацевтических исследований. В настоящее время АО «ИРМ» поставляет на мировой рынок 192Ir, 14C,131Cs, 177Lu и продолжает совершенствование действующих и разработку новых программ

ИЯР ИВВ-2М – гетерогенный водо-водяной исследовательский ядерный реактор бассейнового типа с секционированной активной зоной. Реактор работает в номинальном режиме с мощностью 15 МВт. В реакторе используется от 36 до 42 шестигранных тепловыделяющих сборок с металлокерамическим топливом. Теплоноситель первого контура – химобессоленная вода, теплоноситель второго контура – техническая вода, подаваемая из Белоярского водохранилища.

Шахта-хранилище предназначена для хранения ОТВС исследовательского ядерного реактора ИВВ-2М, снижения их радиоактивности и мощности остаточного энерговыделения. Отвод тепла от ОТВС осуществляется за счет принудительной циркуляции теплоносителя в контуре охлаждения, а также за счет рассеяния теплоты через конструктивные элементы, окружающие ШХ

.

Для безопасной эксплуатации исследовательского ядерного реактора необходимо знать мощность остаточных тепловыделений облученных тепловыделяющих сборок. Остаточная мощность тепловыделения – специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается еще долгое время, что создает ряд технически сложных проблем, непосредственно связанных с ядерной безопасностью (например, необходимость надежного охлаждения для сохранения герметичности оболочек твэлов). Для ее теоретического расчета были выбраны две методики:

Формула Уэй-Вигнера

:

img
(1)

где N0 – мощность реактора до останова, на которой работал в течении времени T;

τ – время выдержки ОТВС после облучения в реакторе, с

В рассмотренной литературе рекомендуется использовать (1) для времени после останова реактора, примерно превышающего 104 с. Эта формула дает значение изменения остаточной мощности реактора за счет радиоактивного распада продуктов деления во времени.

2. Формула Унтермайера-Уэлсса

:

img
(2)

Унтермайер и Уэллс получили эмпирическую формулу (2), учитывающую вклад в остаточную тепловую мощность тепловыделения от распада продуктов деления U-235 и Pu-239.

Время работы ТВС зависит от энерговыработки реактора. Расчетное время выдержки ОТВС определяется глубиной выгорания топлива, массой урана U-235 в топливе и коэффициентом использования реактора.

Состав топлива энергетического или специального ядерного реактора претерпевает непрерывные изменения из-за радиоактивных распадов его компонент и превращений, обусловленных взаимодействиями нейтронов с этими компонентами: реакций радиационного захвата нейтронов, процессов нейтронного размножения (n, 2n) и (n, 3n), реакций с вылетом заряженных частиц. В процессе работы реактора в составе уранового топлива образуются новые активно делящиеся тяжелые изотопы, например, долгоживущие атомы Pu-241, Cm-243, и атомы U-233, Np-236, Pu-239, Cm-245, которые на практике можно считать стабильными. Эти ядра вносят свой вклад в энерговыделение, и учет их накопления необходим для правильного прогнозирования характеристик реактора на разных этапах его работы

.

Расчет нуклидного состава топлива ТВС ИВВ-2М, подлежащей выгрузке из активной зоны ИЯР ИВВ-2М, производится при помощи прецизионного программного средства MCU-PTR.

Программное средство MCU-PTR

предназначено для моделирования процессов переноса нейтронов, фотонов, электронов и позитронов методом Монте-Карло, на основе оцененных ядерных данных в системах с трехмерной геометрией с учетом изменения нуклидного состава материалов при взаимодействии с нейтронами.

Для задания начального значения среднего по ТВС ИВВ-2М выгорания применялась «Методика определения выгорания урана-235 и определения массы ядерных материалов в отработавших ТВС ИВВ-2М», МК-09.28/44

.

Теоретический расчет мощности остаточного тепловыделения проводился для времени работы ТВС в активной зоне реактора в течении 21 дня и времени выдержки ОТВС в ШХ в интервале от 0 до 107 с. (116 дней).

Вторым этапом исследования являлся расчет мощности остаточного тепловыделения при полной выгрузке всей активной зоны реактора, состоящей из 42 ТВС со временем работы в активной зоне в течении 21 дня.

3. Результаты и обсуждение

На рис. 1 представлены полученные результаты расчета мощности остаточных тепловыделений в зависимости от времени выдержки ОТВС в ШХ.
Рассчитанные значения мощности остаточного тепловыделения при различном времени выдержки ОТВС в ШХ: А - интервал времени выдержки ОТВС - от 6∙103 до 12∙103с; Б - интервал времени выдержки ОТВС - от 106 до 1,55 ∙ 107с

Рисунок 1 - Рассчитанные значения мощности остаточного тепловыделения при различном времени выдержки ОТВС в ШХ: 

А - интервал времени выдержки ОТВС - от 6∙103 до 12∙103с; Б - интервал времени выдержки ОТВС - от 106 до 1,55 ∙ 107с

После расчета мощности остаточных тепловыделений было проведено сравнение полученных данных. Результаты представленны на рис. 2.
При сравнение полученных данных выявлено, что расхождение результатов варьируется в диапазоне от 0 до 80 % в зависимости от времени выдержки ОТВС в ШХ. Предположительно это связано с погрешностью выбранных методик расчета, а также возможного использования формулы (2) для оценки остаточного тепловыделения уран-плутониевого топлива.
Зависимость расхождения полученных результатов расчета от времени выдержки ОТВС: 1-6 - временные промежутки от 0 до 2 с; 6-11 - временные промежутки от 2 до 150 с; 11-20 - временные промежутки от 150 до 105 с; 20-27 - временные промежутки от 105 до 6 ∙ 107 с

Рисунок 2 - Зависимость расхождения полученных результатов расчета от времени выдержки ОТВС: 

1-6 - временные промежутки от 0 до 2 с; 6-11 - временные промежутки от 2 до 150 с; 11-20 - временные промежутки от 150 до 105 с; 20-27 - временные промежутки от 105 до 6 ∙ 107 с

На втором этапе исследования была расчитана мощность каждой кассеты (ТВС), выгруженной из активной зоны в случае необходимости выгрузки всей активной зоны. В среднем на перегрузку одной ТВС из активной зоны в ШХ приходится 10 мин. На рис. 3 представленна диаграмма значений мощности остаточного тепловыделения облученных тепловыделяющих сборок по завершению процесса выгрузки.
Оценка мощности ОТВС при выгрузке всей активной зоны осуществлялась с использованием формулы Унтермайера-Уэлсса, что связано с использованием ее в качестве основной оценочной зависимости в АО «ИРМ», при этом время работы ТВС в АЗ зависит от энерговыработки, глубины выгорания U-235, массы U-235 и др.
График изменения мощности остаточных тепловыделений ОТВС: 1 – ОТВС выгруженная последней; 42 – ОТВС выгруженная первой

Рисунок 3 - График изменения мощности остаточных тепловыделений ОТВС: 

1 – ОТВС выгруженная последней; 42 – ОТВС выгруженная первой

4. Заключение

Проведен расчет остаточного тепловыделения ОТВС с использованием двух методик расчета, сравнение полученных данных. Для выбранных методик расхождение результатов варьируется от 0 до 80%.

На основании проведенного исследования по оценке мощности остаточного тепловыделения ОТВС при выгрузке всей АЗ в ШХ было выявлено, что суммарное тепловыделение всех ОТВС по завершению выгрузки составит 154,148 кВт, не учитывая тепловыделение ОТВС, уже размещенных в ШХ.

Полученные данные планируется использовать при дальнейшем расчете необходимых параметров для создания технологичной конструкции и определения эффективности разрабатываемой системы пассивного отвода тепла из шахты-хранилища.

Article metrics

Views:83
Downloads:3
Views
Total:
Views:83