Повышение запаса реактивности быстрого реактора после остановки и совместимость с внутренней безопасностью

• Опубліковано в: : Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля
• Дата: 2013
• Автор: Литвинов, Д.А.
• Формат: Стаття
• Мова: Russian
• Опубліковано: Інститут проблем безпеки атомних електростанцій НАН України 2013
• Теми: Проблеми безпеки атомних електростанцій
• Онлайн доступ: https://nasplib.isofts.kiev.ua/handle/123456789/113450
• Назва журналу: Digital Library of Periodicals of National Academy of Sciences of Ukraine
• Цитувати: Повышение запаса реактивности быстрого реактора после остановки и совместимость с внутренней безопасностью / Д.А. Литвинов // Проблеми безпеки атомних електростанцій і Чорнобиля: наук.-техн. зб. — 2013. — Вип. 21. — С. 13–22. — Бібліогр.: 12 назв. — рос.

Приводится анализ значений дополнительной реактивности, возникающей в реакторе на быстрых нейтронах после его остановки. Современные проекты перспективных ядерных реакторов опираются на реализацию внутренней безопасности реактора, при этом ключевым требованием является удержание максимального запаса реактивности ниже доли запаздывающих нейтронов и исключение возможности разгона на мгновенных нейтронах. Показана зависимость между плотностью энерговыделения в реакторе и возникающим увеличением реактивности после остановки. Указан предел, при котором данное значение достигает доли запаздывающих нейтронов и, следовательно, реакторная установка становится несовместимой с требованиями внутренней безопасности. Наведено аналіз значень додаткової реактивності, що виникає в реакторі на швидких нейтронах після його зупинки. Сучасні проекти перспективних ядерних реакторів спираються на реалізацію внутрішньої безпеки реактора, при цьому ключовою вимогою є утримання максимального запасу реактивності нижче частки запізнілих нейтронів і виключення можливості розгону на миттєвих нейтронах. Показано залежність між щільністю енерговиділення в реакторі та виникаючим збільшенням реактивності після зупинки. Указано межу, при якій дане значення досягає частки запізнілих нейтронів і, відповідно, реакторна установка стає несумісною з вимогами внутрішньої безпеки. This paper provides an analysis of the values of additional reactivity occurs in fast reactor after shutdown. Modern designs of advanced nuclear reactors are based on the realization of the internal safety of the reactor, with the key requirement is to keep the maximum reactivity margin below the delayed-neutron fraction and the exclusion of the possibility of increasing power on prompt neutrons. The additional reactivity arising after a shutdown of the fast reactor approximately is proportional to the relation of burnout in a year to enrichment of the fuel. The accuracy of this approximation is about 5 % compared with the detailed calculation of the entire system of kinetic equations. The limit in case of which the increase in reactivity reaches a delayed-neutron fraction is specified and, therefore, reactor system becomes incompatible with the requirements of internal safety.