Расчёт нейтронно-физических параметров дисперсионного ядерного топлива в реакторе ВВЭР-1200

В настоящее время актуальным направлением работы является разработка новых видов ядерного топлива при сохранении надежности и безопасности эксплуатации ядерной установки на заданном уровне.
В работе произведено сравнение нейтронно-физических и теплофизических свойств дисперсионного и керамического ядерного топлива, что позволило оценить потенциал нового вида топлива и перспективы его использования в энергетических реакторных установках типа ВВЭР.
Результаты приводимого в данном проекте научного исследования могут быть применены в ядерной энергетике при проектировании реакторных установок с загрузкой дисперсионного ядерного топлива, а также при использовании данного вида топлива в энергетических реакторах.

Введение ……………………………………………………………………………………………………… 12
1 Обзор литературы …………………………………………………………………………………….. 14
1.1 Преимущества и недостатки реактора ВВЭР …………………………………………… 14
1.2 Дисперсионное ядерное топливо …………………………………………………………….. 16
1.3 Выбор материалов топлива …………………………………………………………………….. 21
1.4 Программный комплекс MCU5TPU………………………………………………………… 27
2 Нейтронно-физический расчет ядерного реактора……………………………………… 31
2.1 Определение длительности кампании ядерного топлива …………………………. 35
2.2 Накопление актиноидов в процессе кампании ядерного топлива …………….. 40
2.3 Оценка отравления ядерного реактора ……………………………………………………. 42
2.3.1 Отравление Xe135 …………………………………………………………………………………. 43
2.3.2 Отравление Sm149…………………………………………………………………………………. 47
2.4 Оценка шлакования ядерного реактора …………………………………………………… 49
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение ………….. 53
3.1 Предпроектный анализ …………………………………………………………………………… 53
3.1.1 Потенциальные потребители результатов исследования ………………………. 53
3.1.2 Анализ конкурентных технических решений с позиции
ресурсоэффективности и ресурсосбережения……………………………………………….. 54
3.1.3 SWOT-анализ ………………………………………………………………………………………. 55
3.2 Инициация проекта ………………………………………………………………………………… 57
3.3 Планирование управления научно-техническим проектом………………………. 59
3.3.1 План проекта ……………………………………………………………………………………….. 59
3.3.3 Реестр рисков проекта …………………………………………………………………………. 68
3.4 Оценка сравнительной эффективности исследования ……………………………… 69
4 Социальная ответственность …………………………………………………………………….. 73
4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов ………………………… 73
4.2 Обоснование и разработка мероприятий по снижению уровней опасного и
вредного воздействия и устранению их влияния при работе на ПЭВМ …………. 75
4.2.1 Организационные мероприятия……………………………………………………………. 75
4.2.2 Технические мероприятия ……………………………………………………………………. 75
4.3 Условия безопасной работы ……………………………………………………………………. 78
4.4 Электробезопасность ……………………………………………………………………………… 80
4.5 Пожарная и взрывная безопасность ………………………………………………………… 82
Заключение …………………………………………………………………………………………………. 84
Список публикаций студента ……………………………………………………………………….. 86
Список использованных источников ……………………………………………………………. 89
Приложение А …………………………………………………………………………………………….. 93

В результате анализа нейтронно-физических параметров топливной
композиции на базе дисперсионного ядерного топлива (UO2+ZrAl3) для
реактора ВВЭР-1200 определено, что самоподдерживающаяся цепная реакция
деления возможна при заданном материальном составе и геометрических
особенностях тепловыделяющей сборки реактора.
В рамках нейтронно-физического расчета для «горячего» состояния
ядерного реактора определено значение запаса реактивности в начале кампании
  26,199 % для выбранной дисперсионной топливной композиции, которое
превышает значение аналогичной нейтронно-физической величины для
керамического ядерного топлива (UO2) на 0,218 %.
Определена длительность кампании ядерного топлива при различном
обогащении (4 %, 10 %, 15 %). Получены необходимые значения, которые,
соответственно, равны 250 эф. сут., 780 эф. сут. и 1170 эф. сут. Тогда можно
сделать вывод о том, что исследуемая дисперсионная топливная композиция
может быть применена в реакторной установке ВВЭР-1200 с условием
повышения обогащения в ней до 11-15 %.
Стоит отметить, что выбранная дисперсионная топливная композиция
на основе UO2+ZrAl3 имеет отличные теплофизические, противокоррозионные
и нейтронно-физические свойства по сравнению со штатным керамическим
ядерным топливом на основе UO2.
Значение коэффициента теплопроводности для выбранной топливной
композиции на порядок выше, чем для керамического ядерного топлива.
Соответственно, значения температурных градиентов в дисперсионном
ядерном топливе ниже, чем в керамическом ядерном топливе, что понижает
риск растрескивания топливной таблетки во время эксплуатации ядерного
реактора и позволяет эксплуатировать твэлы в маневренных режимах с
дополнительной надежностью, сделать их более безопасными в аварийных
ситуациях, а также снизить риск их разгерметизации.
Кроме того, хорошие теплопроводящие свойства дисперсионного
ядерного топлива дают возможность эксплуатировать реакторную установку
при пониженной температуре топлива, что увеличивает вероятность для
нейтрона избежать резонансного захвата и, соответственно, эффективный
коэффициент размножения нейтронов. Данная закономерность обуславливается
эффектом Доплера.
Таким образом, дисперсионное топливо сочетает в себе прочность
керамического топлива с пластичностью матрицы и ее хорошими
теплофизическими свойствами.
Алюминиды циркония обладают уникальным сочетанием физико-
механических свойств, таких как высокая температура плавления, высокий
коэффициент теплопроводности, отличные прочностные характеристики и
радиационная стойкость.
Список публикаций студента

1. Mechanical activation influence on the morphological properties
of La2O3-TiO2-B / O.Y. Dolmatov, V.V. Zakusilov, M.S. Kuznetsov, N.O. Pimenov,
S.S. Chursin // IOP Conference Series: Materials Science and Engineering. – 2016.
– Vol. 124, Article number 012120. – p. 1-7.
2. The Study of Hydrogen Accumulation Dynamics in Ti-6Al-4V
Nanocrystalline Alloy / N.O. Pimenov, N.N. Nikitenkov, V.S. Sypchenko, E.N.
Stepanova, Y.I. Tyurin // Advanced Materials Research. – 2015. – Vol. 1097. – p.
17-21.
3. Ценности современной молодежи / Н.А. Вторушин, М.А. Матвиенко,
К.Е. Егушев, Н.О. Пименов, Р.Р. Файрузов // Молодой ученый. – 2015. – № 10
(90). – C. 1523-1525.
4. Renewable resources as energy-efficient sources / [Electronic resources] /
S.V. Belyavsky, N.O. Pimenov // Методология проектирования молодежного
научно-инновационного пространства как основа подготовки современного
инженера: сборник научных трудов международной молодежной научной
школы, Томск, 2-4 Апреля 2014. – Томск: ТПУ, 2014. – C. 18-21. – Mode of
access: http://portal.tpu.ru/science/konf/mps/digest.
5. Methods having influence on combustion in the mode of self-propagating
high-temperature synthesis / V.V. Zakusilov, N.O. Pimenov // Энергетика:
эффективность, надежность, безопасность: материалы трудов XXI
Всероссийской научно-технической конференции: в 2 т., Томск, 2-4 Декабря
2015. – Томск: Скан, 2015. – Т. 2. – C. 130-132.
6. Static strength calculation of DN 350 branch pipe cutting-in in the main
circulation pipeline of reactor plant WWER-1000 / A.E. Ovsenyov , N.O. Pimenov,
A.O. Semenov, I.S. Bibik, M.M. Balachkov // IOP Conference Series: Materials
Science and Engineering. – 2019. – Vol. 487, Article number 012005. – p. 1-7.
7. Получение матричного материала для дисперсионного ядерного
топлива на основе соединений циркония и алюминия / О.Ю. Долматов, Д.К.
Колядко, Н. Пименов, С.С. Чурсин // 19-я международная конференция
молодых специалистов по ядерным энергетическим установкам: сборник
докладов, Подольск, 12-13 Апреля 2017. – Подольск: Гидропресс, 2017. – C.
366-372.
8. Формирование рекомендаций к обеспечению безопасного обращения
с отработавшим ядерным топливом / Е.Е. Пермикина (Павлова), Н. Пименов,
А.Е. Овсенёв // Наука и молодежь: проблемы, поиски, решения: труды
всероссийской научной конференции студентов, аспирантов и молодых ученых,
Новокузнецк, 13-15 Июня 2018. – Новокузнецк: СибГИУ, 2018. – Т. 2.
Естественные и технические науки. – C. 356-359.
9. Расчет на статическую и циклическую прочность крышки реактора
ВВЭР-1000 / А.Е. Овсенёв, Н. Пименов, И.С. Бибик // Научные исследования и
технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий
нового поколения: тезисы докладов всероссийской молодёжной конференции,
Димитровград, 27-29 Марта 2018. – Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2018. – C. 43-
46.
10. Определение динамики изменения давления газообразных продуктов
деления на твэл с внутренней стороны в процессе эксплуатации керамического
ядерного топлива в реакторе ВВЭР / Н. Пименов, Е.Е. Пермикина (Павлова),
М.М. Балачков // Техногенные системы и экологический риск: тезисы докладов
II Международной (XV Региональной) научной конференции, Обнинск, 19-20
Апреля 2018. – Москва: НИЯУ МИФИ, 2018. – C. 29-30.
11. Оценка шлакования реактора ввэр при переходе от традиционного
керамического топлива к дисперсионному ядерному топливу с
интерметаллидной матрицей на основе системы “цирконий – алюминий” / Н.
Пименов, С.С. Чурсин, А.А. Пермикин // Научные исследования и
технологические разработки в обеспечение развития ядерных технологий
нового поколения: тезисы докладов всероссийской молодёжной конференции,
Димитровград, 27-29 Марта 2018. – Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2018. – C. 83-
86.
12. Study of leaching rates of matrix product with radioactive waste simulator
/ A.E. Ovsenyov, M.M. Balachkov, N.O. Pimenov // Актуальные проблемы
инновационного развития ядерных технологий: материалы конференции в
рамках Научная сессия НИЯУ МИФИ, Северск, 2-6 Апреля 2018. – Северск:
СТИ НИЯУ МИФИ, 2018. – C. 57.
13. Оценка влияния компенсирующих стержней на спектр плотности
потока нейтронов / А.А. Пермикин, Н. Пименов // Актуальные проблемы
инновационного развития ядерных технологий: материалы конференции в
рамках Научная сессия НИЯУ МИФИ, Северск, 2-6 Апреля 2018. – Северск:
СТИ НИЯУ МИФИ, 2018. – C. 134.
14. Определение динамики накопления актиноидов в процессе
эксплуатации реактора ВВЭР с использованием программного комплекса
MCU5 / Н. Пименов, Е.Е. Пермикина (Павлова), А.Е. Овсенёв // Актуальные
проблемы инновационного развития ядерных технологий: материалы
конференции в рамках Научная сессия НИЯУ МИФИ, Северск, 2-6 Апреля
2018. – Северск: СТИ НИЯУ МИФИ, 2018. – C. 63.
15. Определение нейтронно-физических параметров топливных загрузок
на базе дисперсионно топлива для реактора ВВЭР / [Электронный ресурс] / Н.
Пименов, С.С. Чурсин, М.М. Балачков // Инновационные проекты и технологии
ядерной энергетики: сборник докладов V Международной научно-технической
конференции, Москва, 2-5 октября 2018. – Москва: Издательство АО
«НИКИЭТ», 2018. – С. 1368-1371.
16. The Design Analysis of Resistance to Brittle Crushing of WWER-1000
Reactor Head / A.E. Ovsenyov, N.O. Pimenov, I.S. Bibik // Journal of Physics:
Conference Series. – 2019. – Vol. 1189, Article number 012051. – p. 1-6.
17. Production of Zirconium Aluminides by Self-Propagating High-
Temperature Synthesis / O.Yu. Dolmatov, D.K. Kolyadko, N.O. Pimenov, S.S.
Chursin // Key Engineering Materials. – 2018. – Vol. 769. – p. 66-71.