Изотопный состав и радиационные характеристики отработавшего топливного блока ВТГР
В ходе настоящих исследований создана расчетная модель эквивалентной ячейки ВГТРУ, а также трехмерная модель топливного блока для определения радиационных характеристик ОЯТ ВГТРУ. В численных экспериментах выполнен расчет изотопного состава ОЯТ топливного блока ВГТРУ. Проведена расчетная оценка функционалов необходимых для разработки процедур и регламентов обращения с ОЯТ в ЯТЦ нового поколения.
Введение ………………………………………………………………………………………………… 13
1 Литературный обзор ……………………………………………………………………………. 17
1.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы …………………………… 17
1.2 Дисперсионное ядерное топливо ……………………………………………………….. 20
1.2.1 Микротвэлы ВТГР …………………………………………………………………………. 21
1.3 Ядерно-физические особенности топлива на основе тория ………………… 24
1.4 Состав облученного ядерного топлива ………………………………………………. 26
1.5 Методы и программы расчета переноса излучения ……………………………. 28
1.5.1 Инженерные и детерминистические методы …………………………………… 30
1.5.2 Метод статистических испытаний (Монте-Карло)…………………………… 31
1.5.3 Функционалы в методе Монте-Карло ……………………………………………… 34
1.5.4 Расчет изотопного состава ОЯТ ……………………………………………………… 38
2 Расчет изотопного состава и радиационных характеристик отработавшего
топливного блока ВГТРУ ……………………………………………………………………….. 41
2.1 Объект исследования ………………………………………………………………………… 42
2.2 Изотопный состав отработавшего ядерного топлива ВГТРУ ……………… 45
2.3 Характеристики источников нейтронов- ……………………………………………. 50
2.3.2 Источник (α,n)-нейтронов ………………………………………………………………. 50
2.3.2.1 Расчет выхода и энергетического спектра нейтронов……………………. 50
2.3.1 Источник нейтронов спонтанного и вынужденного деления …………… 53
2.4 Расчет радиационных характеристик ОТБ …………………………………………. 55
2.4.1 Результат расчета радиационных полей ………………………………………….. 61
2.4.2 Сравнение радиационных характеристик ОЯТ ВГТРУ и ВВЭР……….. 64
3 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и ресурсосбережение . 67
3.1 Потенциальные потребители результатов исследования ……………………. 67
3.1.1 Анализ конкурентных технических решений ………………………………….. 68
3.1.2 SWOT-анализ …………………………………………………………………………………. 72
3.2 Планирование управления научно-техническим проектом…………………. 74
3.2.1 Иерархическая структура работ проекта …………………………………………. 74
3.2.2 Контрольные события проекта ……………………………………………………….. 75
3.2.3 План проекта ………………………………………………………………………………….. 75
3.3 Бюджет научного исследования ………………………………………………………… 77
3.3.1 Расчёт материальных затрат …………………………………………………………… 78
3.3.2 Основная заработная плата исполнителей темы ……………………………… 80
3.3.3 Дополнительная заработная плата исполнителей темы ……………………. 82
3.3.4 Отчисления во внебюджетные фонды …………………………………………….. 83
3.3.5 Накладные расходы………………………………………………………………………… 83
3.3.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта …………… 84
3.4 Организационная структура проекта …………………………………………………. 85
3.5 Матрица ответственности …………………………………………………………………. 85
3.6 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой, бюджетной,
социальной и экономической эффективности исследования ……………………. 87
4 Социальная ответственность………………………………………………………………… 91
4.1 Анализ опасных и вредных производственных факторов …………………… 91
4.2 Мероприятия по снижению вредного воздействия внешних факторов
производственной среды ………………………………………………………………………… 93
4.2.1 Организационные мероприятия………………………………………………………. 93
4.2.2 Технические мероприятия ………………………………………………………………. 93
4.2.3 Условия безопасной работы ……………………………………………………………. 95
4.3 Электробезопасность ………………………………………………………………………… 98
4.4 Пожарная и взрывная безопасность …………………………………………………… 99
Заключение ………………………………………………………………………………………….. 102
Cписок публикаций студента ………………………………………………………………… 105
Список использованных источников …………………………………………………….. 109
Приложение А ……………………………………………………………………………………… 113
Приложение Б ………………………………………………………………………………………. 114
В современном развивающемся мире с каждым годом все больше
возрастают потребности в энергетических ресурсах. Ограниченность ресурсов
полезных ископаемых определяет необходимость наиболее эффективного
использования сырья, что в наибольшей степени относится к сырьевому
обеспечению электрогенерирующих систем. Помимо этого, растет
необходимость разработки месторождений в удаленных и труднодоступных
районах земного шара. В ближайшем будущем в решении этих проблем самым
эффективном средством могут стать ядерно-энергетические технологии.
Ядерная энергетика занимает значимую долю в энергообеспечении всех
развитых стран. Уникальные особенности АЭС позволяют говорить о генерации
электроэнергии и тепла на них как о самом «чистом» и эффективном способе
получения электроэнергии. Наибольшее распространение в мире получили
реакторы на тепловых нейтронах, использующие легкую воду в качестве
теплоносителя, так называемые – легководные реакторы. Такие реакторы, в
подавляющем большинстве, используют в качестве топлива уран, технология
получения и обработки которого является хорошо отработанной.
В процессе работы ядерного реактора, топливо находится в жестких
радиационных полях, что приводит к образованию к большому количеству
минорных актиноидов (Am, Cm, Cf), это обстоятельство значительно затрудняет
работу с ОЯТ. В различных российских и зарубежных научных трудах
неоднократно показано, что ядерное топливо, в котором в качестве
воспроизводящего (сырьевого) нуклида используется 232
Th имеет ряд
существенных преимуществ над урановым топливом (воспроизводящий
нуклид – 238
U), одним из которых является меньшая удельная активность ОЯТ.
Однако, несмотря на то, что разработка и исследование ториевого
ядерного-топливного цикла в России осуществляется уже довольно
продолжительное время – технически и экономически данное направление не
получило должного развития, так как требует большого количества инвестиций.
Тем не менее, необходимость в разрабатываемых технологиях может появиться
уже в ближайшее время, так как темп расходования уранового сырья непрерывно
растет в связи со строительством новых АЭС. Дальнейшая разработка и
исследование ториевого ЯТЦ позволит финансово и экономически обозначить
преимущества топлива на основе тория, и тем самым привлечь новые
инвестиции.
Сегодня во многих странах мира принимаются новые программы
развития ядерной энергетики. В России принята федерально-целевая программа
«Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 гг. и на
перспективу до 2020 г.». В основе этой программы лежит новая технологическая
платформа – замкнутый ядерный топливный цикл (ЯТЦ) и реакторы на быстрых
нейтронах. Под новую технологическую платформу попадают исследования,
направленные на разработку ядерных технологий, способных обеспечить полное
вовлечение в топливный цикл природного урана и тория. В первую очередь, это
технологии замкнутого ЯТЦ и реакторов на быстрых нейтронах (реакторы типа
БН-600, 800, 1200), а также инновационные проекты перспективных типов
реакторных установок и ядерных энергетических установок (ЯЭУ) малой
мощности (10-100 МВт). В последние годы был представлен целый спектр
разработок в сфере маломощных ЯЭУ. Наиболее проработанными проектами
являются малый модульный реактор на быстрых нейтронах с натриевым
охлаждением, созданный японской компанией Toshiba, и конструкция ARC-100,
продвигаемая на рынок американской компанией Advanced Reactor Concepts.
В России к достаточно проработанным и оформленным концепциям
быстрых реакторов, по мощности попадающих под категорию маломощных
ЯЭУ, относится опытно-демонстрационный блок БРЕСТ-300-ОД, планируемый
к пуску на ОАО «Сибирский химический комбинат» к 2020 г., который станет
новым звеном перспективной модели замкнутого ЯТЦ в России [1].
Другим направлением развития в малой модульной нише являются
высокотемпературные и сверхвысокотемпературные ЯЭУ. По этому
направлению был представлен целый ряд дизайнов и детально проработанных
проектов с температурами в примерном диапазоне от 900 до 1200 °C, из которых
наиболее перспективными являются высокотемпературные газоохлаждаемые
реакторы (ВТГР). Технология ВТГР благодаря уникальным свойствам в части
безопасности и экологичности может обеспечить комплексное энергоснабжение
электричеством и теплом, в том числе решить актуальную проблему
экономически эффективного производства водорода. Очевидно, что
маломощные ЯЭУ не являются оригинальной идеей, однако проекты по
созданию на их основе реакторных установок с торийсодержащим топливом
являются перспективным направлением в ядерной энергетике. Кроме того, для
России рынок ториевых ЯЭУ малой мощности может стать потенциально
благоприятным и приоритетным в региональной энергетике.
ВТГР обладают рядом преимуществ над ЛВР, наиболее значимыми
являются: достижение значительно больших глубин выгорания ядерного
топлива, получение высоких значений КПД энергоблока с ВТГР (до 55 %),
генерация высокопотенциального тепла, которое может быть эффективно
использовано в ряде химических производств и т.д. Достижение больших глубин
выгорания – одна из важнейших проблем в ядерной энергетике на данный
момент. Повышение глубины выгорания за счет более эффективного и полного
сжигания ядерного топлива позволяет увеличить длину кампании ядерного
топлива и ядерного реактора. Однако, при работе с ОЯТ с большой глубиной
выгорания возникает ряд проблем, связанных с проектированием хранилищ и
контейнеров для него, так как данное ОЯТ содержит в себе гораздо большее
количество продуктов деления и минорных актиноидов.
Целью данной работы является определение изотопного состава и
радиационных характеристик отработавшего топливного блока
высокотемпературной газоохлаждаемой ториевой реакторной установки
ВГТРУ. Основные задачи работы: расчет кинетики изотопного состава ОЯТ
ВГТРУ в процессе работы реактора, определение характеристик источников
гамма- и нейтронного излучений, расчет функционалов гамма-нейтронных
полей в топливном блоке и на его поверхности.
Предполагаемый подход к решению задач: расчет кинетики
изотопного состава и переноса излучения в прецизионных программных
средствах на основе метода статических испытаний (метод Монте-Карло) с
использованием библиотек оцененных ядерных данных.
Практическая значимость работы: результаты, полученные в данной
работе, будут использованы для разработки процедур и регламентов обращения
с ОЯТ в ЯТЦ нового поколения, в частности – для проектирования систем
хранения и транспортных упаковочных комплектов для ОЯТ. Методика расчета
и модель, разработанные в рамках работы, могут быть использованы для
дальнейших ядерно-физических исследований ВГТРУ, связанных с изучением
новых видов ядерного топлива и оптимизацией активной зоны.
1.1 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Последние выполненные заказы
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.4 (93 отзыва)
4 (15 отзывов)
4.9 (522 отзыва)
0 (13 отзывов)
5 (188 отзывов)
4.3 (248 отзывов)
4.8 (17 отзывов)
4.2 (13 отзывов)
5 (154 отзыва)
