Динамика выгорания бора-10 в стержнях компенсации реактивности реактора ВВР-К

D.S. Sairanbayev; S.N. Koltochnik; A.A. Shaimerdenov; Y.A. Kenzhin; A.N. Almagambetov; K. Tsuchiya

doi:10.26577/RCPh-2019-i4-5

Авторы

D.S. Sairanbayev РГП «Институт ядерной физики» Министерства Энергетики Республики Казахстан; Казахский национальный университет им. Аль-Фараби, г.Алматы, Казахстан http://orcid.org/0000-0001-7587-3461 (неаутентифицированный)
S.N. Koltochnik РГП «Институт ядерной физики» Министерства Энергетики Республики Казахстан, г.Алматы, Казахстан
A.A. Shaimerdenov РГП «Институт ядерной физики» Министерства Энергетики Республики Казахстан, г.Алматы, Казахстан
Y.A. Kenzhin 1 РГП «Институт ядерной физики» Министерства Энергетики Республики Казахстан; Казахский национальный университет им. Аль-Фараби, г.Алматы, Казахстан http://orcid.org/0000-0001-6564-0357 (неаутентифицированный)
A.N. Almagambetov РГП «Институт ядерной физики» Министерства Энергетики Республики Казахстан, г.Алматы, Казахстан
K. Tsuchiya Агентство атомной энергии Японии, Япония, г.Оарай

DOI:

https://doi.org/10.26577/RCPh-2019-i4-5

Ключевые слова:

ВВР-К, выгорание, РО СУЗ, бор

Аннотация

В 2015 году в рамках перевода реактора ВВР-К на топливо пониженного обогащения проведена модернизация основных систем реактора, включая полную замену системы управления и защиты (СУЗ) реактора. Энергонапряженность в новой, более компактной активной зоне стала заметно выше, изменились количество и геометрические параметры рабочих органов (РО) СУЗ. В качестве материала поглотителя в РО СУЗ используется карбид бора с естественным изотопным составом. РО СУЗ отвечают за управление цепной ядерной реакцией деления урана. Реактор ВВР-К – это стационарный исследовательский реактор, поэтому для его работы необходимо создать первоначальный запас реактивности. В начале рабочего цикла реактора, большая часть стержня СУЗ погружена в активную зону. В процессе работы реактора, стержень постепенно извлекается из активной зоны вследствие «отравления» активной зоны и выгорания урана. На изотопе бор-10 протекает ядерная реакция с поглощением теплового нейтрона и образованием альфа-частицы и изотопа литий-7, что приводит к уменьшению ядер исходного изотопа, т.е. выгоранию бора-10. Уменьшение массы изотопа бор-10 в стержне СУЗ приведет к уменьшению его физической эффективности, что напрямую влияет на ядерную безопасность реактора. Важным критерием работы ядерного реактора является создание подкритичности активной зоны для безопасного останова цепной ядерной реакции. Подкритичность активной зоны зависит от суммарной эффективности стержней компенсации реактивности. В настоящей работе приведена количественная оценка выгорания бора-10 в РО СУЗ реактора ВВР-К. Показано влияние выгорания изотопа бор-10 на физическую эффективность стержней СУЗ при их длительной эксплуатации в активной зоне реактора ВВР-К. Рассмотрены временные интервалы 1, 3 и 10 лет. Полученные результаты могут быть использованы для обоснования ресурса и безопасности эксплуатации стержней СУЗ реактора ВВР-К. Расчеты проведены с помощью программного средства MNCP6 c библиотекой ядерных констант ENDF/B-VII.1.