Предложение по ADS - установке на основе линейного ускорителя Московской мезонной фабрики для международных демонстрационных экспериментов по ядерной трансмутации.

Презентация:



Advertisements
Похожие презентации
Московский инженерно-физический институт (государственный университет) ФИЗИЧЕСКИЙ АНАЛИЗ МОДЕЛИ ЯЭУ С НЕПРЕРЫВНОЙ ПОДЗАРЯДКОЙ ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА Ю.Н. ВОЛКОВ,
Advertisements

High Resolution Fourier Diffractometer (HRFD) ИБР - 2 находится в (Объединенный институт ядерных исследований)
1 1 Украина, Киев, 15 сентября 2010 г. А. А. Тузов, ОАО «ТВЭЛ» Тепловыделяющие элементы ВВЭР-1000: развитие конструкции, топливных композиций и конструкционных.
Подготовили Саморевич А.И., Кужелев А.П.. Введение IV поколение реакторов пока ещё представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов,
Лекция 7. Цель. Познакомить слушателей с техническими характеристиками исследовательских реакторов БР-10 и МИР, устройством их активных зон, их возможностями.
Отчет по программе РАДЭКС – TOF-спектрометр на протонном пучке ММФ ИЯИ РАНОтчет по программе РАДЭКС – TOF-спектрометр на протонном пучке ММФ ИЯИ РАН Отчет.
1 Реакторы, охлаждаемые водой сверхкритического давления при двухходовой схеме движения теплоносителя Ю.Д. Баранаев, А.П. Глебов, А.В. Клушин, В.Я. Козлов.
Цепная ядерная реакция 11 класс Подготовил: Савков Д. учитель Антикуз Е.В.
Атомные электростанции подготовила:. Атомная электростанция (АЭС) ядерная установка для производства энергии в заданных режимах и условиях применения,
Синявский В.В. Ракетно-космическая корпорация «Энергия» им. С.П.Королева Вклад Института Ядерной Физики (ИЯФ) Казахстана в создание научно-технического.
Воспроизводство ядерного топлива Студентка ИМО Морозова Екатерина.
Газоохлаждаемый реактор с высоким коэффициентом полезного действия Котов В. М., Зеленский Д.И. (1) ИАЭ НЯЦ РК, г. Курчатов, ВКО Республика Казахстан. (2)
Динамическая модель накопителя тепловой энергии РОССИЙСКАЯ АКАДЕМИЯ НАУК Объединенный институт высоких температур РАН Иванин О.А. Научный руководитель.
Автор проекта : студент гр. 185 по профессии «Мастер сельскохозяйственного производства» Митягин Дмитрий Руководитель : Корнева Е.М., преподаватель с.
Схема работы ядерного реактора ? Защита Регулирующие стержни Отражатель Насос Теплоноситель (замедлитель) Вода нагревается в активной зоне за счет внутренней.
5 октября 2005 годаСтатус работ по усокрению легких ядер 1 СТАТУС РАБОТ ПО УСКОРЕНИЮ ЛЕГКИХ ЯДЕР В ИФВЭ.
Электроэнергетика Электроэнергетика-это выработка электроэнергии на различных типах электростанций и передача ее по ЛЭП потребителю. Электроэнергетика-это.
Ядерный реактор
5-я международная научно-техническая конференция «Обеспечение безопасности АЭС с ВВЭР» 29 мая-1 июня 2007 г., Подольск, Россия ФГУП ОКБ «ГИДРОПРЕСС» Разработка.
Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.
Транксрипт:

Предложение по ADS - установке на основе линейного ускорителя Московской мезонной фабрики для международных демонстрационных экспериментов по ядерной трансмутации минорных актинидов и долгоживущих продуктов деления Э.А.Коптелов 1, Л.В.Кравчук 1, С.Марков 2, В.А.Матвеев 1, П.Павлопулос 3, Л.И.Пономарев 4, С.Ф.Сидоркин 1

Основание для предложения невысокая стоимость проекта в сравнении с альтернативными предложениями возможность использовать инфраструктуру и действующий ускоритель ИЯИ РАН, достигнутые параметры пучка которого позволят генерировать тепловую мощность до 5 МВт в режиме глубокой подкритичности (K eff = 0.95)

Основные характеристики установки Линейный ускоритель: cредний ток – mA с энергией протонов – МэВ Мишень: W (U) с водяным охлаждением Бланкет: на основе обогащенного уран (Np, Am) мощностью до 5 МВт, теплоноситель - H 2 O, PbBi Спектр нейтронов: быстро-резонансный Срок реализации проекта: ~ 5 лет Стоимость: ~ 30 мил. $ USA

ЛУ и экспериментальный комплекс 1- linac, 2 – experimen- tal hall, 3 – storage ring, 4 – beam stop, 5 – complex of neutron sources, 6 – second (free) box, 7 – box of pulse neutron source, 8 – lead slowing- down spectrometer 1 2 ~ 700 m

линейный ускоритель Проектные параметры ускорителя – энергия протонов 600 МэВ, средний ток 500 μА, Максимально достигнутые параметры – энергия 502 МэВ при малой интенсивности и 209 МэВ при токе ~ μА. Ограничение по энергии 209 МэВ в настоящее время обусловлено имеющимся в наличии количеством клистронов. Учитывая достигнутый уровень энергии ~ 502 МэВ, а также регулярную работу в прошлом при энергии 423 и 364 МэВ, можно утверждать, что серьезных технических препятствий для получения энергии протонов МэВ при токе μА не существует.

Экспериментальный комплекс Состав Комплекс интенсивных источников нейтронов с радиационной защитой, Ловушка пучка, Спектрометр по времени замедления в свинце, Система разводки пучка Каждая из этих установок может быть задействована в комплексной программе исследований по ADS и быстрым реакторам.

Инфраструктура экспериментального и нейтронных комплексов Системы охлаждения магнитных элементов протонных каналов и вторичных пучков заряженных частиц, системами охлаждения вакуумного оборудования и источников питания магнитов и линз. Системы охлаждения первого и второго контуров нейтронного источника тепловой защиты и ловушки пучка с максимальным расходом воды ~ 270 м 3 /час, Система водоподготовки, Система спецвентиляции и система дозиметрического контроля прокачиваемого воздуха, Системой сбора и хранения радиоактивной воды, Системой питания линз и магнитов, Двумя обычными мостовыми кранами грузподемностью до 32 т.

Схема комплекса нейтронных источников m

Фотография нейтронного комплекса

Схема второго свободного бокса для ADS H = m H = 0 H = 1.9 m H = 3.31 m H = 4.85 m H = 2.4 m H ~ 1.5 m Beam level D = 1.6 m D = m D = m Placement (room) above shield with removable housetop (reinforced concrete plates) ~2m~2m

Average power of research ADS depend upon proton current – I P, multiplication coefficient - K m, proton energy – E P and type of target. Average Proton Current (μА) Multipli- cation coefficient K m Average power of blanket – P (MW) for proton energy 500 / 600 MeV W or PbBi target UMo target with natural uranium Cylindrical fuel elements Plate fuel elements / / / / / / / / / / / / / / / 4.1

4 5 Beam 175 mm D1500 mm D max 320 mm Концептуальная схема установки

Модульное построение установки Создать и предварительно испытать модули в других организациях, имеющих опыт работы с соответствующими технологиями. Например, Pb-Bi мишень и Pb-Bi вставки с ТВС – ФЭИ, ОКБ «Гидропресс», ТВС – ВНИИНМ, НИИАР, и др. Произвести в ИЯИ только сборку и настройку ADS стенда из готовых модулей. Разогрев и перевод PbBi модулей в жидкую фазу, вывод установки на мощность и проведения соответствующих измерений. После окончания эксперимента с конкретной конфигурацией, перевести PbBi модули в твердую фазу и разобрать ансамбль из сравнительно небольших по объему модулей с применением существующих контейнеров, с последующим их возвратом в организации, имеющие инфраструктуру для исследований, переработки и утилизации радиоактивных объектов. Увеличить уровень безопасности всей установки за счет создания дополнительных барьеров (модули могут иметь второй защитный чехол, а в случае инцидента масштаб аварии уменьшается в соответствии с количеством модулей). Упростить ремонт и поддержание установки в рабочем состоянии за счет замены вышедших из строя модулей.

Мишени В рассматриваемой схеме установки планируется использовать: Вольфрамовую мишень, собранную из пластин. Мишень на основе цилиндрических твэлов с уран-молибденовым сплавом в случае, если необходимо будет увеличить выход нейтронов и мощность установки. Для урановой мишени нейтронов будет в 1.4 раза выше в сравнении с вольфрамовой мишенью. Подобные твэлы используются в бридерных зонах промышленных быстрых реакторах БН-350, БН-600, т.е. возможно использование существующих технологий. Выход нейтронов из PbBi мишени соответствует W – мишени. Поэтому использование PbBi – мишени можно рассматривать только в качестве прототипа промышленной ADS. Мишень, выполненная в виде единого модуля охлаждаемого водой, должна иметь форму плоского параллелепипеда толщиной ~ 5-7 см, так, чтобы почти все нейтроны, родившиеся в мишени могли достигнуть бланкета. Оптимальная толщина урановой мишени составляет ~ 9 см. При этом размер мишенного модуля вдоль направления распространения пучка не должен превышать 320 мм (размер хранилища).

Схема капсулы с PbBi и топливом D 320 mm abc

Возможная схема перегрузки a b

Расчетный спектр нейтронов

ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ БЛАНКЕТА Низкое содержание 238 U в топливе и жесткий спектр, приводят к тому, что в такой решетке твэл будет снижено образование трансплутониевых элементов (младших актинидов). В районах Pb-Bi вставок спектр нейтронов может изменяться. Например, его можно сделать более жестким за счет отсутствия воды внутри Pb-Bi вставки или наоборот, более мягким за счет изменения толщины слоя воды вокруг вставки. Или создать полностью тепловой спектр с помощью тепловой ловушки, в центре которой можно было бы поместить кассету с долгоживущими осколками деления и тем самым реализовать вторую часть задачи ядерной трансмутации. Ужесточение спектра может быть компенсировано: за счет использования в Pb-Bi вставке топливной кассеты с большим количеством твэлов (чем в основном водоохлаждаемом бланкете), что увеличивает объемную долю топлива, за счет использования топлива более высокой плотности (UN, UZr), и более высокого обогащения, совместимых с PbBi. Например, уран 36% обогащения в водоохлаждаемой части бланкета и 90% в PbBi ставках. Может быть реализована противоположная ситуация - основное тепловыделение будет осуществляться в Pb-Bi вставках, в то время как водоохлаждаемый бланкет будет осуществлять роль подпитки и поддержки заданного уровня умножения, и в котором поддерживается сравнительно низкий уровень тепловыделения. Плотность тепловыделения в PBBi вставках должна поддерживаться на уровне не меньше ~ 100 кВт/л.

Возможный прототип твэла В качестве вероятного прототипа основных тепловыделяющих элементов предполагается использовать твэл быстрого импульсного реактора периодического действия ИБР-2 (ОИЯИ – Дубна), хорошо зарекомендовавший себя при длительной работе в импульсном режиме в жидкометаллическом теплоносителе (Na) при 450 – 500˚С. Твэл содержит топливные таблетки в виде PuO 2 в стальной нержавеющей оболочке, имеет специальные приспособления, предотвращающее зависание топливных таблеток в процессе теплового удара, может работать как вводной среде, так и в свинцово-висмутовом теплоносителе при температурах 400 ˚С. Эти обстоятельства существенны в условиях импульсного тепловыделения в бланкете, обусловленного импульсным режимом работы ускорителя и нерегулярными спонтанными прерываниями среднего тока протонов. Ожидаемые удельные тепловые нагрузки на твэлы в PbBi вставках (~ 100 КВт/л) исследовательского ADS стенда соответствуют средним нагрузкам на твэл в реакторе ИБР-2 (проектная нагрузка ~ 200 КВт/л, рабочая ~ 100 КВт/л), что существенно при обосновании проекта и лицензировании установки.

Безопасность При перегрузке топливных кассет основного водоохлаждаемого бланкета или смене Pb-Bi вставок на их месте образуется водяная полость, создающая источник тепловых и промежуточных нейтронов. Для избежания положительного эффекта реактивности при замене топливной кассеты или Pb-Bi вставки на воду, в водоохлаждаемой части бланкета предполагается использовать сплавы на основе гафния для изготовления обечайек ТВС. Эффект естественной безопасности: при уменьшение объемной доли воды, в результате кипения или частичной потери теплоносителя, спектр нейтронов становиться более жестким, что приводит к большому отрицательному эффекту реактивности. Увеличение объемной доли воды и образование водяной полости делает спектр более мягким, что обеспечивает преимущественный захват нейтронов на Hf-стенке кассеты. Расчеты подтвердили ожидаемые эффекты Т.е. в предлагаемой схеме бланкета присутствует эффект естественной безопасности, а следовательно, возможна переборка облученных ТВС и PbBi капсул под слоем воды и сборка других конфигураций бланкета ADS.

Технические аспекты безопасной работы В рассмотренной схеме ADS стенда отсутствуют технических решения и устройства, требующие длительных стендовых испытаний. Все элементы могут быть отлажены в процессе изготовления и пуско-наладочных работ, включая PbBi модули, которые предполагается предварительно тестировать в ФЭИ. Тепловыделяющие элементы с минорными актинидами и низким испытательным ресурсом будут находиться внутри PbBi капсулы, которая создает три дополнительных барьера для распространения делящихся материалов и осколков деления - PbBi массив и две оболочки из нержавеющей стали. В случае разрушения одной из оболочек модуля, обтекающий поток воды создает условия для локального замораживания PbBi эвтектики и локализации протечки. Манипуляции с твэлами, в состав которых входят макро количества минорных актинидов, предусматриваются проводить в горячих камерах ФЭИ, НИИАР или на предприятиях топливного цикла. При разрушении твэлов и невозможности их извлечения из PbBi капсулы, она может быть целиком отправлена на длительное хранение и утилизацию. В водоохлаждаемой части бланкета предусматривается использование окисных твэлов с низкой удельной нагрузкой не содержащих МА. Температура оболочки ниже 100 ˚С при скорости теплоносителя менее 4 м/с. Здесь возможно, в случае необходимости, использование и испытание оболочек из Hf – сплава.

Цели и задачи проекта Создание исследовательского перестраиваемого ADS стенда, способного обеспечить международный коллектив исследователей долговременной экспериментальной базой, на которой возможна сборка и изучение практически любых конфигураций подкритических бланкетов и мишеней; Пережигание макро количества минорных актинидов; Экспериментальное исследование твэлов с различными топливными композициями и содержанием младших актинидов и ТВС быстрых реакторов в PbBi среде прежде всего на переходных и аварийных режимах используя импульсный режим работы ускорителя. Использование предложенной установки в качестве второго источника нейтронов