НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА ИРТ-Т ПРИ ИЗМЕНЕНИИ СВОЙСТВ БЕРИЛЛИЕВОГО ОТРАЖАТЕЛЯ

NEUTROPHYSICAL CHARACTERISTICS OF THE IRT-T REACTOR CORE WHEN CHANGING THE PROPERTIES OF THE BERILLIUM REFLECTOR

Victor Sobolev

postgraduate student, Tomsk Polytechnic University,

Russia, Tomsk

АННОТАЦИЯ

Цель работы: оценка сверхрасчётного отравления бериллиевых блоков реактора ИРТ-Т и его влияние на запас реактивности. Для достижения цели построены две модели активной зоны реактора ИРТ-Т, выполнено сравнение результатов расчётов между собой и с реальными данными. Получено оценочное значение сверхрасчётного отравления. По результатам работы сделан вывод и необходимости пересмотра оценки отравления бериллиевого отражателя.

ABSTRACT

The purpose of the paper: assessment of excess poisoning of beryllium blocks of the IRT-T reactor and its impact on the reactivity margin. To achieve the goal, two models of the IRT-T reactor core were built, and the calculation results were compared with each other and with real data. An estimated value of excess poisoning was obtained. Based on the results of the work, it was concluded that it is necessary to revise the assessment of the poisoning of the beryllium reflector.

Ключевые слова: Реактор ИРТ-Т; отравление бериллиевых блоков; бериллий; запас реактивности; модель активной зоны реактора.

Keywords: IRT-T reactor; poisoning of beryllium blocks; beryllium; reactivity margin; reactor core model.

Реактор ИРТ-Т – исследовательский реактор бассейного типа с бериллиевым отражателем и водным теплоносителем и замедлителем [2].

Активная зона реактора ИРТ-Т окружена бериллиевым отражателем нейтронов, который рассеивает нейтроны обратно и уменьшает их утечку из активной зоны. Одним из требований, предъявляемым к материалам, использующимся в качестве отражателя нейтронов, является низкое поперечное сечение поглощения нейтронов.

В результате облучения бериллия в реакторе образуются ядра Li⁶ и Не³, обладающие высоким сечением поглощения нейтронов – 945 и 5333 барн соответственно [1].

Накопление данных ядер в бериллии приводит к снижению реактивности, а процесс накопления этих ядер называют отравлением.

В июне 2014 года реактор ИРТ-Т был остановлен на период времени порядка 700 суток. При этом запас реактивности на конец компании составил 3,3 β_эфф.

Расчётные оценки за время длительной стоянки реактора показали, что суммарная потеря запаса реактивности должна была составить 1,8 β_эфф: 1,6 β_эфф за счёт отравления бериллия и ещё 0,2 β_эфф за счёт накопления в активной зоне ядер Sm¹⁴⁹. Оставшийся запас реактивности должен был составить 1,5 β_эфф.

Однако при выходе реактора на минимальный контролируемый уровень мощности после 700 дней простоя запас реактивности составил 0,2 β_эфф вместо расчётных 1,5 β_эфф.

В работе [5] была выдвинута гипотеза о том, что блоки бериллия отравляются неравномерно, вследствие чего концентрация ядер-отравителей в отражателе распределена неравномерно, что приводит к дополнительным потерям запаса реактивности.

Таким образом дополнительные потери запаса реактивности вследствие неверной оценки отравления бериллия во время останова реактора составили весомые 1,3 β_эфф.

Целью данной работы является оценка сверхрасчётного отравления бериллиевых блоков реактора ИРТ-Т и его влияние на запас реактивности.

Для этого в программе Serpent [2, 3] были созданы две расчётные модели реактора ИРТ-Т: в первой модели бериллиевый отражатель представлен в виде цельных блоков (как при расчётной оценке в период останова реактора), во второй модели каждый блок разбит на 10 равных по толщине слоёв для проверки гипотезы неравномерного отравления бериллия.

Методика расчёта отравления реактора ИРТ-Т

Гипотеза, выдвинутая в работе [5], основана на том факте, что образование ядер Li⁶ и Не³ возможно только при взаимодействии бериллия с нейтронами, обладающими энергией не менее 0,71 МэВ. Однако, нейтроны по мере движения в бериллии от границы с активной зоной до края отражателя теряют свою энергию, что приводит к снижению скорости реакции образования ядер-отравителей и, как следствие, неравномерному отравлению бериллия, вследствие чего слои бериллия вблизи активной зоны отравлены сильнее всего.

Расчёт отравления реактора проводился следующим образом: сначала отражатель был представлен отдельными бериллиевыми блоками, как на реальном реакторе ИРТ-Т и получена модель с цельным отражателем (ЦО), после расчётов концентрация ядер-отравителей усреднялась; после этого каждый бериллиевый блок был разбит на 10 равных по толщине слоёв и получена модель с зонированным отражателем (ЗО), после чего концентрация усреднялась для каждого слоя. Для каждой модели определен запас реактивности.

На рисунке 1 представлена модель активной зоны реактора ИРТ-Т, построенная в программе Serpent [2, 3] для оценки отравления бериллиевых блоков.

Рисунок 1. Модель активной зоны реактора ИРТ-Т

Режим работы реактора для обеих моделей одинаков: сначала производился расчёт 15 кампаний реактора (это необходимо для наработки изотопа , который образуется из трития с периодом полураспада 12,4 лет, в противном случае количество образовавшегося  будет недостаточно, чтобы оказывать влияние на запас реактивности), после чего моделировалась стоянка реактора в течение 700 суток, а затем проводилась ещё одна кампания после стоянки.

Для оценки и сравнения потерь запаса реактивности при расчётах разными методами в конце каждой кампании ядерное топливо полностью заменялось на свежее, чтобы исключить влияние Sm¹⁴⁹.

Результаты расчётов модели с цельным бериллиевым отражателем

На рисунке 2 представлен график концентраций трития и ядер-отравителей по всему отражателю в течение времени.

Рисунок 2. Зависимость концентраций трития и ядер-отравителей в отражателе от времени

График разбит на три области исходя из режимов работы реактора: 1 – работа на мощности в течение 15 кампаний, 2 – стоянка в течение 700 суток, 3 – кампания реактора после стоянки.

При анализе данных можно отметить следующее: во время работы реактора на мощности основной вклад в отравление бериллия вносит литий, при этом его концентрация постоянна во времени после выхода на стационарный уровень, однако во время стоянки реактора концентрация гелия начинает стремительно нарастать, вследствие распада трития, и к концу первого года стоянки сравнивается с концентрацией лития, что делает его основным отравителем, так как сечение поглощения нейтронов у гелия примерно в 5 раз больше, чем у лития (5333 и 945 барн). Поэтому длительная стоянка реактора нежелательна, так как эффект отравления с течением времени только усиливается.

Результаты расчётов модели с зонированным бериллиевым отражателем

Особенность модели: режим работы реактора для этой модели остаётся таким же, однако каждый бериллиевый блок разбивается на 10 равных по толщине слоёв.

На рисунках 3, 4, 5 представлены зависимости концентраций трития, гелия-3 и лития-6 от времени в слоях отражателя.

Рисунок 3. Зависимость концентрации трития от времени в слоях отражателя

Рисунок 4. Зависимость концентрации гелия-3 от времени в слоях отражателя

Рисунок 5. Зависимость концентрации лития-6 от времени в слоях отражателя

Из графиков видно, что прилегающие к активной зоне слои бериллия (слои номер 2 и 3) отравлены в большей степени, чем наиболее удалённые от неё (слои номер 9 и 10). Также на графиках рисунков 4 и 5 видно, что зависимость концентрации нуклида от времени имеет сложный характер, причём чем сильнее отравлен слой, тем ярче это выражено. Таким образом гипотеза о неверной оценке отравления подтверждена.

Изменение концентраций нуклидов во времени имеет тот же характер, что и в модели с цельным бериллиевым отражателем.

Оценка влияния отравления бериллия на запас реактивности

Расчет потери запаса реактивности выполнено при использовании модели с цельным отражателем (ЦО) и при использовании модели с зонированным отражателем (ЗО) (таблица 1). Сравнение показателей для различных моделей представлено на рисунке 6.

Рисунок 6. Потеря запаса реактивности во время стоянки реактора для различных моделей

Таблица 1.

Потеря запаса реактивности во время стоянки реактора для различных моделей

Анализ результатов, полученных на моделях активной зоны реактора

ИРТ-Т, показывает, что неравномерное отравление бериллия приводит к дополнительной потере запаса реактивности, которая составила 1,56 β_эфф, что подтверждает реальные данные, полученные во время запуска реактора в 2016 году, когда дополнительная потеря запаса реактивности составила 1,3 β_эфф.

Заключение

В рамках выполненной работы создано две модели активной зоны реактора ИРТ-Т в программе Serpent для оценки отравления бериллиевых блоков реактора ИРТ-Т и его влияния на запас реактивности.

Получены результаты, подтверждающие гипотезу о дополнительной потере запасе реактивности вследствие неравномерного отравления бериллиевых блоков.

По результатам расчётов дополнительная потеря запаса реактивности составила 1,56 β_эфф, что подтверждается реальными данными, полученными во время запуска реактора в 2016 году, когда дополнительная потеря запаса реактивности составила 1,3 β_эфф.

Такая некорректная оценка в будущем может привести к невозможности выхода реактора на мощность в случае более длительной стоянки или более длительном периоде работы реактора до момента остановки, поэтому необходимо учитывать дополнительную потерю запаса реактивности вследствие неравномерного отравления бериллиевого отражателя.

Список литературы:

1. Haertling C. L. Beryllium (Be) Handbook. – Los Alamos National Lab.(LANL), Los Alamos, NM (United States), 2020. – №. LA-UR-20-23733.
2. Лабораторный практикум на реакторе ИРТ-Т. Часть 1 / В.А. Варлачёв, Т.В. Бузоверова, О.Ф. Гусаров, С.А. Заболотнов и др. – Томский политехнический университет; ГНУ НИИ ядерной физики при ТПУ. – Томск: изд-во ТПУ, 2003. – 96 с.
3. J. Leppanen. Serpent – a Continious-energy Monte-Carlo Reactor Physics Burnup Calculation Code / Leppanen J. –VTT Technical Research Centre of Finland. (June 18, 2015).
4. J. Leppanen. Development of a New Monte Carlo Reactor Physics Code: VTT Publications 640 / Leppanen J. – Helsinci: VTT Technical Research Centre of Finland, 2007.
5. Влияние отравления бериллия на нейтронно-физические характеристики реактора ИРТ-Т/ В.А. Варлачёв, Ю.Б. Чертков, А.Г. Наймушин, С.А. Клостер, А.С. Нуркин. – Томск, 2017. – 13 с.