Исследование работы генератора DT-нейтронов в стационарном и импульсно-периодическом режимах работы
В процессе исследования проводились расчеты пространственно-временных и стационарных нетронно-физических характеристик исследуемой установки, выполнялась оптимизация нейтронно-физических параметров, рассчитывалось влияние поглотителей на размножающие свойства среды и изменение режима работы установки с выгоранием топлива.
В результате исследования определены нейтронно-физические параметры на всех предполагаемых этапах эксплуатации реакторной установки.
Введение……………………………………………………………………………………………11
1 Характеристики ADS систем……………………………………………………………14
1.1 Общие сведения……………………………………………………………………………14
1.2 Проект MYRRHA…………………………………………………………………………21
1.3 Проект CLEAR……………………………………………………………………………..23
1.4 XT-ADS и EFIT…………………………………………………………………………….24
1.5 Прочие проекты……………………………………………………………………………25
2 Модель исследуемой установки……………………………………………………….26
2.1 Геометрическая модель………………………………………………………………..26
2.2 Расчетная модель………………………………………………………………………….29
3 Результаты моделирования……………………………………………………………..33
3.1 Пространственно-временные характеристики……………………………….33
3.2 Стационарные нейтронно-физические характеристики………………….35
3.3 Нейтронно-физическая оптимизация активной зоны……………………..37
3.4 Компенсация излишней реактивности бланкета установки……………39
3.5 Нестационарные изменения реактивности…………………………………….41
3.5.1 Температурный эффект реактивности………………………………………..41
3.5.2 Расчет топливной кампании……………………………………………………….42
4 Финансовый менеджмент, ресурсоэффективность и
ресурсосбережение……………………………………………………………………………………….48
4.1 Оценка коммерческого потенциала и перспективности проведения
научных исследований с позиции ресурсоэффективности и ресурсосбережения..48
4.2 Анализ конкурентных технических решений…………………………………49
4.3 SWOT-анализ……………………………………………………………………………….51
4.4 Планирование выполнения работ по проекту и формирование
бюджета проектной работы…………………………………………………………………………..53
4.5 Расчет трудовых затрат на проектирование…………………………………..54
4.6 Бюджет научного исследования……………………………………………………58
4.6.1 Расчёт материальных затрат……………………………………………………….58
4.6.2 Расчёт затрат на специальное оборудование для научных работ….59
4.6.3 Заработная плата исполнителей………………………………………………….60
4.6.4 Отчисления во внебюджетные фонды………………………………………..62
4.6.5 Накладные расходы……………………………………………………………………63
4.6.6 Формирование бюджета затрат исследовательского проекта………63
4.7 Определение ресурсной (ресурсосберегающей), финансовой,
бюджетной, социальной и экономической эффективности исследования……….64
4.8 Выводы по разделу……………………………………………………………………….65
5 Социальная ответственность……………………………………………………………67
5.1 Правовые и организационные вопросы обеспечения безопасности. .68
5.2 Эргономические требования к правильному расположению и
компоновке рабочей зоны исследователя………………………………………………………68
5.3 Производственная безопасность……………………………………………………69
5.3.1 Повышенный уровень электромагнитного излучения…………………70
5.3.2 Недостаточная освещенность рабочей зоны……………………………….71
5.3.3 Превышение уровня шума………………………………………………………….72
5.3.4 Отклонение показателей микроклимата……………………………………..73
5.3.5 Психофизиологические факторы………………………………………………..74
5.3.6 Поражение электрическим током……………………………………………….75
5.3.7 Пожарная и взрывная беезопасность…………………………………………..78
5.4 Чрезвычайные ситуации……………………………………………………………….80
5.5 Выводы по разделу……………………………………………………………………….81
Заключение……………………………………………………………………………………….83
Список публикаций студента……………………………………………………………..84
Список литературы…………………………………………………………………………….86
Приложение А……………………………………………………………………………………91
Приложение Б………………………………………………………………………………….102
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 атомных электростанций 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 отработанным ядерным топливом. В различных
российских и зарубежных научных трудах неоднократно показано, что ядерное
топливо, в котором в качестве воспроизводящего (сырьевого) нуклида
используется Th имеет ряд существенных преимуществ над урановым
топливом (воспроизводящий нуклид – U), одним из которых является
меньшая удельная активность отработанного ядерного топлива. 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 электростанций. Дальнейшая
разработка и исследование ториевого ядерного топливного цикла позволит
финансово и экономически обозначить преимущества топлива на основе тория,
и тем самым привлечь новые инвестиции.
Высокотемпературный ториевый реактор со съемом тепловой энергии
потоками гелия представляется наиболее подходящим для применения в
северных малонаселенных и труднодоступных регионах Российской
Федерации. Для получения от такого реактора тепловой мощности на уровне
60 МВт плотность нейтронного потока в критической сборке активной зоны
реактора должна составлять (3–4)·1013 см-2·с-1 в стационарном режиме его
работы. Основная особенность выработки энергии с использованием ториевого
топлива состоит в нехватке нейтронов на каждом цикле цепной ядерной
реакции, что вынуждает привлекать источник дополнительных нейтронов,
поступающих в бланкет реактора. Таким источником дополнительных
нейтронов может служить процесс слияния тяжелых изотопов водорода
(дейтерия и трития) в плазме при высокой температуре.
В работе исследуются особенности пространственной кинетики
инновационной гибридной ядерной энергетической установки с протяженным
источником нейтронов на основе магнитной ловушки. Исследуемая установка
«синтез-деление» включает в себя реакторную установку, активная зона
которой состоит из сборки торий-плутониевых топливных блоков
унифицированной конструкции и длинной магнитной ловушки, которая
пронизывает приосевую область активной зоны. В исследуемой конфигурации
гибридной установки высокотемпературный плазменный шнур GDT-FNS
образуется в импульсно-периодическом режиме, и при определённой
скважности следует ожидать образование расходящейся от осевой части
системы «волны» деления, распространяющейся по объёму сборки топливных
блоков в корреляции по времени с импульсным источником быстрых
DT-нейтронов. В этих условиях возникает необходимость исследования
процесса распространения «волны» деления и, соответственно, формирования
распределения энерговыделения в объёме бланкета установки.
Цель работы: провести исследование работы генератора нейтронов в
стационарном и импульсно-периодическом режимах работы. Для достижения
данной цели были поставлены следующие задачи:
а) выбрать константное обеспечение и создать расчетную модель
установки;
б) исследовать импульсно-периодический и стационарный режим
работы DT-генератора;
в) выполнить нейтронно-физическую оптимизацию бланкета установки;
г) выполнить моделирование движения органов системы управления и
защиты.
Актуальность работы: подкритические системы с внешним источником
нейтронов являются наиболее приемлимыми реакторными установками с точки
зрения безопасности эксплуатации, что обусловлено мгновенным затуханием
цепной самоподдерживающейся реакции деления в случае отключения питания
источника. Повышение безопасности и устойчивости атомных электростанций
является актуальной задачей для современного этапа развития ядерной
энергетики.
Практическая значимость работы: разработана методика расчета
нейтронно-физических функционалов реакторной установки с внешним
источником нейтронов. Приведенный расчет может служить основой для
проектирования реакторов с внешним источником нейтронов.
1 Характеристики ADS систем
1.1 Общие сведения
В процессе выполнения работы создана расчетная модель исследуемой
установки и проведены исследования ее стационарных и пространственно-
временных нейтронно-физических характеристик, а также динамики
энерговыделения.
Результаты пространственно-временного моделирования показали
возможность осуществления моделирования системы с заменой импульсного-
периодического режима работы установки на стационарный, что позволяет
существенно уменьшить объём компьютерных вычислений в расчётах
нейтронно-физических характеристик.
Проведена нейтронно-физическая оптимизация бланкета установки
путем изменения объемной доли топливной фракции в топливных ячейках, что
позволило уменьшить коэффициент неравномерности энерговыделения по
сечению бланкета с 1,25 до 1,05.
Проведено моделирование движения компенсирующих стержней,
благодаря чему коэффициент размножения нейтронов поддерживался на
уровне 0,98-0,99 при глубине выгорании топлива до 120 МВт·сут/кг(Th+Pu).
Результаты моделирования топливной кампании показали, что при
использовании текущей конфигурации источника дополнительных нейтронов
максимально возможная глубина выгорание топлива составит
160 МВт·сут/кг(Th+Pu). Для увеличения времени работы установки на одной
топливной загрузке необходимо повысить мощность источника нейтронов.
Список публикаций студента
1. Shamanin I.V., Bedenko S.V., Shmakov V.M., Modestov D.G., Knyshev
V.V. Lutsik I.O., Polozkov S.D. Power density dynamics in a nuclear reactor with an
extended in-core pulse-periodic neutron source based on a magnetic trap // Izvestiya
Wysshikh Uchebnykh Zawedeniy, Yadernaya Energetika. – 2020 – Vol. 2020 – № 2 –
p. 17–26. https://nuclear-power-engineering.ru/en/article/2020/02/02/
2. Shamanin I.V., Shmakov V.M., Modestov D.G., Bedenko S.V., Polozkov,
S.D., Prikhodko V.V., Arzhannikov, A.V. Neutron data field in a fission reactor core
with fusion neutron source at pulse-periodic operation // 47th Zvenigorod
International Conference on Plasma Physics and Controlled Fusion. – 2020 – Vol.
1647 – № 1 – p. 012007. https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1742-
6596/1647/1/012007
3. Shamanin I.V., Bedenko S.V., Lutsik I.O., Polozkov, S.D., Arzhannikov,
A.V. Particularities of spatial kinetics of hybrid thorium reactor installation
containing the long neutron source based on magnetic trap // 14th International
Forum on Strategic Technology. – 2021 – Vol. 1019 – № 1 – p. 012037.
4. Шаманин И. В., Аржанников А. В., Приходько В. В., Шмаков В. М.,
Модестов Д. Г., Луцик И. О., Полозков С. Д., Беденко С. В. Гибридная «синтез-
деление» реакторная установка на ториевом топливе с источником
дополнительных термоядерных нейтронов // Сибирский физический журнал. –
2021. – Вып. 16 – С. 21–43.
http://phys.nsu.ru/vestnik/catalogue/2021/01/SJP_21T16V1_p21_p43.pdf
5. Масенко С.А., Полозков С.Д., Беденко С.В. Миграция актинидов в
геосистемах // X школа-конференция молодых атомщиков Сибири, Томск,
09.11.2020–13.11.2020. – Томск, 2020 – С. 59
http://школа-атомщиков.рф/upload/medialibrary/07c/07c2b85ab781bd4a9a636dde1
fbf8da0.pdf
6. Шаманин И.В., Луцик И.О., Беденко С.В., Полозков С.Д.
Поддержание гибридной установки с торий-содержащим топливом в
околокритическом состоянии за счёт управляемого источника nермоядерных
нейтронов // X школа-конференция молодых атомщиков сибири, томск,
09.11.2020–13.11.2020 – Томск, 2020 – С. 59
http://школа-атомщиков.рф/upload/medialibrary/07c/07c2b85ab781bd4a9a636dde1
fbf8da0.pdf
7. Полозков С.Д., Шаманин И.В., Беденко С.В. Поддержание гибридной
установки с торий-содержащим топливом в околокритическом состоянии за
счёт управляемого источника nермоядерных нейтронов // Cовременные
технологии, экономика и образование, Томск, 02.09.2020–04.09.2020 – томск,
2020 – с. 59 https://portal.tpu.ru/science/konf/methodconf/Сборник%20материалов
%20конференции
Хочешь уникальную работу?
Больше 3 000 экспертов уже готовы начать работу над твоим проектом!
4.8 (30 отзывов)
4.9 (66 отзывов)
5 (188 отзывов)
5 (1241 отзыв)
4.6 (30 отзывов)
4.8 (9 отзывов)
4.2 (25 отзывов)
4.7 (96 отзывов)
4.5 (9 отзывов)
