Nội dung được dịch bởi AI, chỉ mang tính chất tham khảo
Phát triển một phần tử nhiên liệu với khả năng hấp thụ neutron có hại thấp cho lò phản ứng nghiên cứu SM có lưu lượng cao
Tóm tắt
Thông tin về lò phản ứng nghiên cứu SM và những đặc điểm nổi bật cũng như những ưu điểm của nó so với các lò phản ứng nghiên cứu khác được trình bày. Các lý do để nâng cấp lò phản ứng và phương pháp tối ưu để giải quyết vấn đề cũng được chỉ ra. Chương trình nâng cấp bảo tồn các đặc điểm cấu trúc thiết yếu của lò và cho phép chèn thêm các kênh chiếu xạ trong phần nhiên liệu của lõi bằng cách loại bỏ một số phần tử nhiên liệu. Sự mất phản ứng xảy ra do hành động này được bù đắp bằng cách tăng tỷ lệ uranium trong các phần tử nhiên liệu còn lại. Một loại phần tử nhiên liệu mới dựa trên các vật liệu có khả năng hấp thụ neutron có hại giảm đã được phát triển nhằm cải thiện hơn nữa hiệu suất kỹ thuật và kinh tế của lò phản ứng. Thiết kế và công nghệ của phần tử nhiên liệu đã được phát triển cho ba thực hiện, và các phần tử nhiên liệu thí nghiệm cho các thử nghiệm lò phản ứng đã được chế tạo. Các phần tử nhiên liệu đã được kiểm tra xem có đáp ứng các yêu cầu hay không. Đã được chứng minh rằng việc vận hành bình thường của các phần tử nhiên liệu là có thể với mật độ dòng nhiệt tại bề mặt 9–12 MW/m2, đáp ứng được các yêu cầu ban đầu.
Từ khóa
#lò phản ứng nghiên cứu #phần tử nhiên liệu #hấp thụ neutron #nâng cấp lò phản ứng #hiệu suất kỹ thuậtTài liệu tham khảo
A. V. Morozov, A. V. Vatulin, V. S. Volkov, and S. A. Ershov, “Fuel elements of research reactor CM,” in: Proc. on Performance and Phenomena “Int. Conf. on Advances in Nuclear materials” (ANS-2006), December 12–16, 2006, Bhaba Atomic Research Centre, India, p. 68.
S. N. Bobrov, A. F. Grachev, V. M. Makhin, et al., “Experience in operating and serviceability of fuel elements of the SM-2 high-flux reactor,” in: 5th Interdepartmental Conf. on Reactor Materials Engineering, NIIAR, Dimitrovgrad (1998), Vol. 1, Pt. 2, pp. 29–37.
V. A. Tsykanov, M. N. Svyatkin, A. V. Klinov, and V. A. Starkov, “Upgrading the core of the SM reactor,” in: Int. Sci.-Techn. Conf. on Research Reactors: Science and High Technologies, NIIAR, Dimitrovgrad (2002), Vol. 2, Pt. 1, pp. 3–16.
V. A. Tsykanov, A. V. Klinov, V. A. Starkov, and Yu. B. Chertkov, “Concept of upgrading the core of the SM reactor,” in: 2004 Annual Report of the State Science Center of the Russian Federation NIIAR, Dimitrovgrad (2005), pp. 15–18.
R. R. Mel’der, N. K. Kalinina, V. D. Grachev, et al., “Tests of fuel elements of the SM reactor with elevated uranium content in the VP-1 circuit facility,” ibid. (2004), pp. 15–17.
V. A. Tsykanov, A. V. Klinov, V. A. Starkov, et al., “Reactor tests of fuel assemblies with an increased uranium load in the core of an SM reactor,” ibid., 20–23 (2005).
V. A. Tsykanov, A. V. Klinov, V. A. Starkov, et al., “Essential results of the first upgrade stage for the core of an SM reactor,” At. Énerg., 102, No. 2, 86–92 (2007).
V. A. Tsykanov, A. V. Klinov, V. A. Starkov, et al., “Characteristics and experimental possibilities of an SM reactor after upgrading of the core,” in: Int. Conf. on Research Reactors in the 21st Century, NIKIET, Moscow, June 21–24, 2006, pp. 54–64.
A. V. Klinov, M. N. Svyatkin, V. A. Starkov, and V. E. Feodoseev, “Essential result of the first and second upgrade stages for the SM reactor core,” in: Proc. 32nd Winter School of the St. Petersburg Institute of Nuclear Physics, February 25–27, 2008, pp. 3–16.
V. A. Starkov and V. E. Feodoseev, “Distribution of the temperature and heat flux density along the perimeter of a fuel element with a cross-shaped transverse section,” in: Trudy GNTs RF NIIAR, Dimitrovgrad (2003), No. 2, pp. 3–8.
V. E. Feodoseev, V. A. Tsykanov, and V. A. Starkov, “Improvement of the design of a cross-shaped fuel element for increasing the heat-engineering characteristics,” At. Énerg., 98, No. 4, 274–280 (2005).
A. V. Morozov, V. S. Volkov, S. A. Ershov, and A. V. Kozlov, “Development of an experimental fuel element with small harmful absorption of neutrons for an upgraded SM reactor,” Vopr. At. Nauki Tekh., Ser. Materialov. Nov. Mater., 1, No. 1(70), 5–12 (2008).
I. V. Bestuzheva, A. V. Klinov, V. A. Starkov, et al., “Principles for choosing the uranium load in a fuel element with small harmful neutron absorption for the upgraded core of the SM reactor,” Trudy GNTs RF NIIAR, Dimitrovgrad (2005), No. 2, pp. 29–44.