Исследовательский реактор ИВВ-2- пример максимально возможного использования оборудования типового проекта ИРТ-2000

ИВВ-2, результатами его модернизации, устройством активной зоны и его возможностями,

и приспособленностью для проведения реакторных испытаний. Рассмотреть картограмму активной зоны и распределения потоков излучений по экспериментальным каналам.

План.

1. Исследовательский реактор ИВВ-2- пример максимально возможного использования оборудования типового проекта
ИРТ-2000.
2. Модернизация исследовательского ядерного реактора ИВВ-2.
3. Картограмма, исследовательские каналы, распределения потоков излучений.
 

 

был создан на базе серийного реактора ИРТ-2000, исходя из принципа максимально

возможного использования оборудования, изготавливаемого для реакторов данного типа.

Физический пуск этого реактора, предназначенного для широкого круга исследовательских работ в области ядерной физики, физики твердого тела, радиохимии, производства изотопов, радиационного материаловедения и д.р. состоялся в г. Заречный Свердловской области в 1966 году.
Десятилетний опыт эксплуатации реактора ИВВ-2 показал принципиальную возможность его использования для многоцелевых инженерных исследований имеющих важное значение для решения практический задач современного реакторостроения.

ТВС трубчатого типа,
-усовершенствование системы управления путем применения малогабаритных сервоприводов,

устанавливаемых непосредственно над каналами стержней СУЗ (система управления и защиты),
-увеличение расходов теплоносителя и охлаждающей воды, развитие теплопередающей поверхности теплообменника, увеличение интенсификации теплообмена.
Проведенная реконструкция позволяет повысить мощность реакторной установки до 20 МВт и расширить её экспериментальные возможности путем набора активных зон из 36, 52 и 58 тепловыделяющих сборок с организацией нейтронных "ловушек" диаметром до 130 мм, с обеспечением в них плотности нейтронных потоков (5,5-6,5) I014 н/см2 с.
В реакторе осуществлена идея размещения в бассейне теплообменника со встроенным в него осевым насосом первого контура. Принятая схема движения теплоносителя сверху в низ позволила отказаться от ряда конструктивных усложнений бассейновых реакторов, работающих по схеме снизу-вверх, освободила комплекс технологических помещений и не внесла (как показал опыт эксплуатации) трудностей принципиального порядка.

В 1977 году реактор был пущен после модернизации

позволил остановиться на основной конфигурации зоны из шести подкритических

секций, нейтронная связь между которыми может осуществляться через бериллиевые, графитовые блоки или водяные зазоры.

Наибольший запас реактивности и меньшая неравномерность поля энерговыделения соответствуют бериллиевой связке секций.
Активная зона набирается из стандартных по форме и размерам элементов (как ТВС, так и блоков отражателя), представляющих собой шестигранные призмы, размещаемые с минимально допустимым зазором в треугольной решетке с шагом 64 мм.
Конструктивное решение реактора и блочная структура активной зоны и отражателя позволяют создавать различные компоновки зоны, изменять количество секций, их размеры и размещение на опорной решетке, а также изменять размеры экспериментальных устройств, их нейтронно-физические и теплотехнические характеристики.

(как ТВС, так и блоков отражателя), представляющих собой шестигранные призмы,

размещаемые с минимально допустимым зазором в треугольной решетке с шагом 64 мм.

До 1977 года

После 1977 года

Активная зона набиралась в 2 ряда из шестигранных ТВС с 42-мя оребренными твэлами диаметром 7,2 мм с обогащением по урану-235 90% (на основе интер-металлида урана UAI4 ) , в алюминиевой очехловке из материала CAB-I.
Тепловыделяющая сборка с внутренней полостью диаметром 30 мм имеет среднюю мощность 80 кВт, максимальную ~ 360 кВт при расходе теплоносителя
I5м3 /ч.

ТВС типа ИВВ-2м изготовлена на основе
5 трубчатых твэлов шестигранного профиля. В центре ТВС имеется водяная полость диаметром ~ 30 мм.
Топливом является композиция дисперсионного типа из диоксида урана в алюминиевой матрице. Номинальная загрузка урана-235 ( обогащение ~ 90 % ) в ТВС равна 225 г.
Новая тeплoвыдeляющaя сбopкa по сpaвнeнию со стepжневoй имеет более высокое ( в 1,3 раза) удельное содержание топлива, более развитую ( в 1,5 раза) поверхность теплосъема, меньшую неравномерность энерговыделения.

последовательный переход от
зоны 36 кассет

к зоне в 42 кас-
сеты по годовой схеме
36-42-36-42 с остановками для планово-предупредительных ремонтов, догрузки и перегрузки топлива. Остановка на догрузку или перегрузку осуществляется
при запасе реактивности ~1 % с последующим расчетом загрузки, обеспечивающей кампанию реактора в течение 80 - 90 суток.

Организационный цикл эксплуатации базируется
на круглосуточной непрерывной работе, включая и выходные дни.
По временной эффективности (с коэффициентом мощностного использования 70 %, отнесенного к общему годовому фонду времени) реактор ИВВ-2 практически не имеет аналогов среди родственных аппаратов в РФ.

экспериментальный канал.
КЭК- касательный экспериментальный канал.
ТК – тепловая колонна.

в режимах кипения и перегретого пара с имитацией работы реальных

технологических контуров АЭС в диапазоне давлений до 20 МПа, температур до 45О°С, с тепловыми нагрузками до 1МВт/м2 ;
- исследования в условиях, близких к натурным, топливных композиций, деталей конструкций ТВС и конструкций твэлов в сборе, с возможностью исследования процесса газовыделения в ходе облучения, применительно к задачам ядерной энергетики, а также применительно к проблемам высокотемпературных реакторов;
-проведение канальных исследований внутриреакторной ползучести в диапазоне температур до 1400 °С при нагрузках до 300 Мпа;
-радиационные испытания конструкционных материалов в заданных парогазовых смесях в широком диапазоне температур ( до 800 °С), в том числе для исследования коррозионной стойкости циркониевых сплавов;
-испытания полномасштабных ТВС транспортабельных энергетических установок типа "Север" в диапазоне давлений до 7 МПа с возможностью применения систем жидкостного регулирования температуры;
- исследования физико-механических характеристик, в том числе и газовыделения из перспективных материалов.;
-комплексное исследование датчиков внутризонного контроля применительно к большим активным зонам высоконапряженных энергетических реакторов;
-исследование ядерных характеристик конструкционных материалов, в том числе измерения полных сечений взаимодействия, дифференциальных сечений рассеяния быстрых нейтронов.

- 36-42
Количество

секций- 6
Количество ТВС в одной секции - 6
Полная загрузка урана-235 - 6,5 кг
Обогащение горючего изотопом урана 235- 90 %
Номинальная мощность реактора, МВТ- 10
Расход теплоносителя I-ого контура, м3/ ч - 1100-1200
Расход теплоносителя через ТВС, м3/ ч - 13-15
Расход теплоносителя 2-ого контура, м3/ ч- 550-950
Плотность потока тепловых/быстрых ( Е> I МэВ) нейтронов:
-в активной зоне (ТВС), н/см2с- 5*I0I4/I*I014
-водяная полость секции с ТВС- 3*I0I4/5*I013
-водяная полость центральной"ловушки"- 4*I0I4/I.2*I0I3
-бериллиевый блок (I ряд отражателя), н/см2с- 2* I0I4/3* I013