Презентация на тему: Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И

Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И.
Основные задачи использования КА с ЯЭУ
Основные требования к КЯЭУ 2-го поколения
Характеристики ЯЭУ с различными схемами преобразования энергии
Сравнение системных критериев
Блок-схема ядерной энергодвигательной установки с ЭРДУ
Реактор-преобразователь с моноблочной структурой активной зоны
Реактор-преобразователь с пакетной структурой активной зоны
Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И.
Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И.
Нейтронно-физические характеристики реакторов КЯЭУ
Школа ФЭИ в области НФХ реакторов КЯЭУ
Проектные требования к реакторам КЯЭУ
Физико-технические требования к проектному облику реакторного блока
Общие технологические требования к реакторам КЯЭУ
Основные НФХ реактора КЯЭУ
Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ
Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ (продолжение)
Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ (продолжение) – функциональная зависимость критической загрузки от критического объема
Основные результаты решения задачи определения НФХ реактора КЯЭУ
Основные расчетные НФХ реактора КЯЭУ, используемые при разработке проектного облика энергоблока
Основные физические требования к топливу и конструкционным материалам реактора КЯЭУ
Особенности структуры а.з. реактора КЯЭУ
Классификация реакторов КЯЭУ
Классификация отражателей реактора КЯЭУ
Особенности характеристик бокового отражателя реактора КЯЭУ
Особенности характеристик бокового отражателя реактора КЯЭУ (продолжение)
Нейтронно-физические особенности выбора топливного материала активной зоны реактора КЯЭУ
Нейтронно-физические особенности выбора топливного материала активной зоны реактора КЯЭУ (продолжение)
Ядерная и радиационная безопасность КЯЭУ
Метод Монте-Карло в решении нейтронно-физических задач обоснования характеристик реакторов КЯЭУ
Комплекс MMKFK-2 позволяет
Комплекс MMKFK-2 позволяет (продолжение)
Дополнительные возможности использования MMKFK-2
Действующий реакторный стенд ГНЦ РФ-ФЭИ для моделирования и исследования характеристик космических ЯЭУ 2-го поколения
Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И.
Радиационная защита (РЗ)
Оптимальный облик РЗ и КА на начальных этапах проектирования
Назначение защитных материалов
Требования к материалам РЗ КЯЭУ
Основные материалы РЗ КЯЭУ
Защищаемые объекты в КА с ЯЭУ
Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И.
Рассеиватели в КА с ЯЭУ
Примеры рассеивателей в КА с ЯЭУ
КА с крупногабаритной антенной РЛН
Примеры использования оборудования КА в качестве дополнительной РЗ
Примеры использования оборудования КА в качестве дополнительной РЗ (продолжение)
Школа ФЭИ в области радиационной защиты
Анализ компоновки КА в задачах РЗ
Основная задача при проектировании РЗ в КА с ЯЭУ
Взаимное расположение подсистем КА и ЯЭУ
Изменяемые технические параметры подсистем КА с ЯЭУ для оптимизации характеристик РЗ
Основная задача РЗ → поиск условного экстремума
Алгоритм решения основной задачи РЗ
Алгоритм решения основной задачи РЗ (продолжение)
Пример решения основной задачи РЗ
Пример решения основной задачи РЗ (продолжение)
Схема расчета РЗ в составе КА с ЯЭУ
Пример результата расчетов оптимального профиля тяжелого и мягкого компонентов РЗ
Расчетные коды (одномерная геометрия – плоская, цилиндрическая, сферическая )
Расчетные коды (двумерная геометрия: (R,Z); (X,Y); (R, Θ )
Рекомендуемая литература
1/63
Средняя оценка: 4.8/5 (всего оценок: 64)
Код скопирован в буфер обмена
Скачать (4841 Кб)
1

Первый слайд презентации

Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ РЕАКТОРНОГО БЛОКА КОСМИЧЕСКОЙ ЯЭУ В.И. Ярыгин

Изображение слайда
2

Слайд 2: Основные задачи использования КА с ЯЭУ

1 10 100 1000 10 000 Требуемые эл. мощности, кВт Радиолокационное наблюдение Спец. связь и ретрансляция информации Снижение размерности РН для выведения КА и запуск КА оборонного назначения только с отечественной полигонной базы Захоронение РАО Глобальный экологический мониторинг Очистка околоземного пространства Производство в космосе Дистанционное энергоснабжение КА и космических производственных комплексов Дистанционное наблюдение за Землей Освоение Луны, экспедиция на Марс Фундаментальные исследования Исследование астероидов и комет Системы связи с высокой пропускной способностью Глобальные системы связи с подвижными объектами Высокопроизводительные глобальные информационные системы Непосредственное телевещание, многоканальное цифровое телевидение Космические задачи ближайшей перспективы Энергоснабжение Земли из космоса Освещение локальных участков Земли Добыча сырья из астероидов Разрушение ядер зарождающихся тайфунов Вывод в космос опасных производств Космические задачи отдаленной перспективы Задачи экологии Энергетика и производство в космосе Научные задачи Глобальные задачи Задачи обороны Связь и телевещание

Изображение слайда
3

Слайд 3: Основные требования к КЯЭУ 2-го поколения

Интеграция ЯЭУ в КА, выводимые современными и перспективными ракетоносителями (Протон, Протон-М, Ангара и др.). Ядерная и радиационная безопасность, в т.ч. при аварии на Землю падает «чистый» реактор; режим ТЭМ – на высотах выше 800 км (РБО); подкритическое состояние реактора при всех видах аварий; отрицательный температурный коэффициент реактивности при рабочих параметрах. Выходная электрическая мощность 50  400 кВт ЭЛ - до 1 МВт ЭЛ (при 115  120 В), ресурс 7-10 лет. Возможность продолжительного нахождения в космосе на РБО до начала работы в режиме ТЭМ и выполнения целевых задач.

Изображение слайда
4

Слайд 4: Характеристики ЯЭУ с различными схемами преобразования энергии

Удельная масса, ЯЭУ-1000

Изображение слайда
5

Слайд 5: Сравнение системных критериев

ЯЭУ-1000, ТЭП (1000 кВт ЭЛ, 7 лет) - на Li

Изображение слайда
6

Слайд 6: Блок-схема ядерной энергодвигательной установки с ЭРДУ

Изображение слайда
7

Слайд 7: Реактор-преобразователь с моноблочной структурой активной зоны

1  э лектрогенерирующий канал (ЭГК), 2 - бустерные твэлы, 3 - рабочий орган СУЗ поворотного типа, 4 - стержни ядерной безопасности, 5 - боковой отражатель 3 4 5 1 2

Изображение слайда
8

Слайд 8: Реактор-преобразователь с пакетной структурой активной зоны

1 2 3 4 5 6 1  э лектрогенерирующий пакет (ЭГП), 2 - пакет с бустерными твэлами, 3 - рабочий орган СУЗ поворотного типа, 4 - стержни ядерной безопасности, 5 - тепловые трубы пусковой системы и системы аварийного расхолаживания, 6 - боковой отражатель

Изображение слайда
9

Слайд 9

Схема РУ в составе ЯЭДУ мегаваттного класса (концепция НИКИЭТ) Газоохлаждаемый ( He-Xe) реактор на быстрых нейтронах. Тепловая мощность – до 3,5 Мвт. Температура газа на выходе из реактора (перед турбиной) – до 1500 К. Рабочее давление (Не-Хе) – 3-4МПа. Загрузка урана ~ 200 кг. Обогащение – 90…96%. Назначенный срок службы – не менее 10 лет. Масса РУ не более 2700 кг.

Изображение слайда
10

Слайд 10

Схема компоновки РУ в составе энергоблока ЯЭДУ мегаваттного класса (концепция НИКИЭТ и ИЦ им. М.В. Келдыша) А.з.реактора РЗ ТКГ-агрегат несущая рама

Изображение слайда
11

Слайд 11: Нейтронно-физические характеристики реакторов КЯЭУ

Изображение слайда
12

Слайд 12: Школа ФЭИ в области НФХ реакторов КЯЭУ

Начало формирования отрасли ядерной энергетики в приложении к задачам освоения Космоса можно отнести к 1957г. Создаются творческие научные и производственные коллективы. В Физико-энергетическом институте работы по космической энергетике велись по всем направлениям расчетно-экспериментальной нейтронной физики малогабаритных реакторов. Сформировалась плеяда ученых с мировым именем - Бондаренко И.И., Пупко В.Я., Кузнецов В.А., Стумбур Э.А., Артюхов Г.Я., Дмитриев В.М. и др., внесших определяющий вклад в разработки ЯЭУ космического назначения, которые в последствии были внедрены в практическую космонавтику – известные установки «БУК» и «ТОПАЗ». В монографии профессора Кузнецова В.А. «Ядерные реакторы космических энергетических установок» [1], посвященной основным этапам становления и практического развития космической энергетики, дается системное обоснование требований к реакторам для космических ЯЭУ. ____________________________________________________________________________________ [ 1 ] Кузнецов В.А. Ядерные реакторы космических энергетических установок. Москва, Атомиздат, 1977 г.

Изображение слайда
13

Слайд 13: Проектные требования к реакторам КЯЭУ

Главное исходное требование к реакторам космического назначения – обеспечение минимально возможных массогабаритных характеристик. При этом необходимо решать комплексную задачу по минимизации массогабаритных характеристик ЯЭУ заданной мощности в целом, основными компонентами которой, помимо ядерного реактора, являются также: радиационная защита (теневая), с учетом компоновки КА; холодильник-излучатель непреобразованного тепла. Целевая функция оптимизации ЯЭУ (КА с ЯЭУ) – обеспечение массогабаритных ограничений используемой ракеты-носителя (размеры обтекателя и ее грузоподъемность).

Изображение слайда
14

Слайд 14: Физико-технические требования к проектному облику реакторного блока

Принцип определения оптимальных физических характеристик реактора космического назначения заключается в стремлении разработчиков создать «равнопрочную» систему, оптимальную как по нейтронно-физическим, так и по теплофизическим параметрам принятого термодинамического цикла преобразователя энергии в рамках достигнутого уровня технологических ограничений и при условии достижения требуемых ресурсных характеристик.

Изображение слайда
15

Слайд 15: Общие технологические требования к реакторам КЯЭУ

Существует ряд необходимых исходных положений, которые являются общими при разработке практически всех реакторов для космических ЯЭУ, в частности, использование высокообогащенных (свыше 90% по U 235 ) ядерных топливных композиций на основе U 235, а в перспективе весьма привлекательно использование U 233 ; использование высокотемпературных конструкционных материалов, включая и топливные композиции; использование жидкометаллических теплоносителей, обеспечивающих температурный режим в трактах активной зоны от 700 о С до 1000 о С; использование замедляющего отражателя нейтронов *. ____________________________________________________________________ * Замедляющий отражатель из бериллия упрощает проблему управления реактором с помощью формирования в боковом отражателе эффективных рабочих органов СУЗ поворотного или рассеивающего типа

Изображение слайда
16

Слайд 16: Основные НФХ реактора КЯЭУ

Из расчетов нейтронно-физических характеристик определяются необходимая загрузка делящейся композиции, которая обеспечит критичность и требуемую кампанию реактора; пространственно-энергетическое распределение нейтронов и его изменение в течение кампании; эффективность используемых рабочих органов СУЗ, как средства компенсации запаса реактивности и регулирования мощности; регулировочные характеристики РО СУЗ и их влияние на распределение энерговыделения в активной зоне в течение кампании; средства гарантированного обеспечения требований по ядерной безопасности (активные и/или пассивные).

Изображение слайда
17

Слайд 17: Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ

Задача по определению оптимальных нейтронно-физических характеристик реактора Такой обобщенной зависимостью является связь критической загрузки с критическим объемом активной зоны, а точнее – эволюция зависимости коэффициента размножения нейтронов при конструктивно обусловленной загрузке делящегося материала в заданном объеме активной зоны. Одним из первых анализ такой зависимости для различных классов реакторов провел В.Я. Пупко [1]. ________________________________________________________________________ [ 1 ] Пупко В.Я. Анализ зависимости между критической загрузкой и критическим объемом для реакторов различного типа. – В кн.: Физика и теплофизика реакторов. М., Атомиздат, 1958.

Изображение слайда
18

Слайд 18: Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ (продолжение)

Зависимость критической загрузки от критического объема в интерпретации В.Я. Пупко в настоящее время стала классической при определении классов реакторов космического назначения. Формирование характерных физических свойств различных классов реакторов осуществлено параметром отношения  з/  д, где  з и  д – ядерные концентрации замедляющего и делящегося материалов, составом конструкционных материалов и теплоносителя в активной зоне и ее формой, материалом и толщиной отражателя.

Изображение слайда
19

Слайд 19: Основные задачи определения НФХ реактора КЯЭУ (продолжение) – функциональная зависимость критической загрузки от критического объема

ab – область реакторов на быстрых нейтронах bc – область реактора на промежуточных нейтронах cd – область реакторов на тепловых нейтронах

Изображение слайда
20

Слайд 20: Основные результаты решения задачи определения НФХ реактора КЯЭУ

Обобщенный вид зависимости, полученной на базе расчетов, позволял проводить первичные оценки и формирование конкретных физических схем реакторов при заданных характеристиках базовых элементов – таких как ТВЭЛ (в реакторе-преобразователе – электрогенерирующие каналы), отражатель, рабочие органы СУЗ, выводя их на заданные выходные энергетические характеристики при определенных ограничениях массогабаритных характеристик реактора и ЯЭУ в целом.

Изображение слайда
21

Слайд 21: Основные расчетные НФХ реактора КЯЭУ, используемые при разработке проектного облика энергоблока

Под нейтронно-физическими характеристиками рассматриваемого класса реакторов будем понимать следующие: критические размеры реактора, включающие соотношение характерных размеров активной зоны ( h а.з.. / d а.з. ) при заданных размерах бокового и торцевых отражателей и ядерных составах названных физических зон; спектральные характеристики нейтронного потока как в активной зоне, так и в боковом отражателе; распределение энерговыделения в активной зоне; реактивностные эффекты, связанные с изменением изотопных составов физических зон в процессе кампании, а также температуры из-за т.н. допплер-эффектов и плотностных эффектов реактивности; отклик реактора на заполнение его водородсодержащими веществами и на динамические воздействия, связанные с формоизменением и сопутствующими изменениями составов физических зон в процессе развития аварийных ситуаций.

Изображение слайда
22

Слайд 22: Основные физические требования к топливу и конструкционным материалам реактора КЯЭУ

Наиболее эффективное использование нейтронов в реакторе обеспечивается при использовании высокообогащенного (90% по U -235 и более) делящегося материала, конструкционных материалов обладающих сравнительно малыми сечениями радиационного захвата нейтронов, а также за счет снижения утечки нейтронов путем применения высокоэффективных отражателей нейтронов.

Изображение слайда
23

Слайд 23: Особенности структуры а.з. реактора КЯЭУ

Реальные конструкции ТВЭЛ, обладающие гетерогенной структурой оболочек, топливных сердечников, закладываемой конструкторско-технологической пористостью, теплогидравлические тракты теплоносителя, вытеснители и пр. – это необходимый набор элементов, формирующих реальную активную зону, которая, естественно, будет увеличена по сравнению с идеальной активной зоной, сформированной из физических соображений.

Изображение слайда
24

Слайд 24: Классификация реакторов КЯЭУ

Практически, в зависимости от формируемого энергетического спектра нейтронов, реакторы космического назначения можно классифицировать по трем группам: реакторы на быстрых нейтронах (основная доля делений ядер урана идет на нейтронах высоких энергий – медианная энергия делений составляет величину от 100 до 200 кэВ); реакторы на тепловых и надтепловых нейтронах (с водородсодержащим замедлителем, например - гидриды металлов); реакторы на промежуточных нейтронах (с малой долей высокотемпературных замедлителей, например - графит, оксид бериллия и т.п.).

Изображение слайда
25

Слайд 25: Классификация отражателей реактора КЯЭУ

Материалы бокового отражателя по характеру их воздействия на нейтроны утечки из активной зоны можно условно разбить на три группы [2] : инертные отражатели, которые слабо меняют спектр нейтронов, возвращаемых в активную зону; замедляющие отражатели (исключая водородосодержащие), которые обладают хорошим альбедо для нейтронов утечки и замедляющими свойствами. Спектр возвращаемых в активную зону нейтронов утечки может меняться в широкой области и, соответственно, их ценность может управляться толщиной замедляющего отражателя; водородсодержащие отражатели, в силу специфики замедления на ядрах водорода, выделяются в отдельную группу. Уже при малых толщинах водородсодержащего отражателя спектр возвращаемых нейтронов сильно смещен в область низких энергий. Толщина 8-10 см такого отражателя эквивалентна по своему действию отражателю бесконечной толщины. _____________________________________________________________________________________ [ 2 ] Кузнецов В.А. Ядерные реакторы космических энергетических установок. Москва, Атомиздат, 1977 г.

Изображение слайда
26

Слайд 26: Особенности характеристик бокового отражателя реактора КЯЭУ

Высокая эффективность бокового отражателя из Ве (ВеО) обусловлена комплексом физических характеристик этих замедляющих материалов: хорошие альбедо и замедляющая способность для нейтронов спектра утечки из активной зоны; наличие дополнительного источника нейтронов за счет ядерной реакции ( n,2 n ) на Be ; спектр возвращаемых в активную зону дозамедленных нейтронов становится распределенным в более широком энергетическом интервале – вплоть до тепловых энергий, и обладает большей ценностью по отношению к нейтронам утечки.

Изображение слайда
27

Слайд 27: Особенности характеристик бокового отражателя реактора КЯЭУ (продолжение)

Замедляющий нейтроны отражатель, в силу оговоренных выше нейтронно-физических особенностей, формирует в объеме активной зоны переменный спектр нейтронов: от характерного быстрого в центральной области до промежуточного на периферии активной зоны. Это способствует выравниванию распределения энерговыделения по радиусу активной зоны, что, безусловно, положительно. Но при этом возникает и значительный всплеск энерговыделения на границе активной зоны. Собственно, всплеск на границе активной зоны – это и есть эффект замедления в боковом бериллиевом отражателе, и его можно считать, пожалуй, единственным недостатком используемой конструктивной схемы ТРП с замедляющим отражателем. Проблема всплеска энерговыделения на границе активной зоны решается различными способами: выбором толщины бокового отражателя, ядерным профилированием (варьированием ядерной концентрации делящегося изотопа в топливных сердечниках), поглощающими или делящимися экранами, а также их сочетаниями. Толщина бокового отражателя является самым эффективным параметром при оптимизации комплекса нейтронно-физических характеристик рассматриваемого класса реакторов: критпараметров, распределения энерговыделения, эффективности системы регулирования и обеспечения нормативных требований ядерной безопасности.

Изображение слайда
28

Слайд 28: Нейтронно-физические особенности выбора топливного материала активной зоны реактора КЯЭУ

Специфические требования (высокая энергонапряженность в малых критических объемах активных зон), предъявляемые к ядерным реакторам космических ЯЭУ, определяют использование в составе активных зон высокотемпературных топливных композиций - таких как диоксиды, карбиды и нитриды урана высокого обогащения (90% и более) по изотопу 235 U - наряду с высокотемпературными жаропрочными конструкционными материалами. На сегодняшний день 235 U является легко доступным и широко используемым делящимся материалом в ядерной энергетике и, как следствие, наиболее исследованным в нейтронно-физическом, материаловедческом и технологическом плане. Наряду с делящимся изотопом 235 U по нейтронно-физическим качествам в перспективе следует рассматривать изотоп 233 U как продукт наработки в ториевом цикле. Изотоп 239 Pu обладает несколько лучшими нейтронно-физическими характеристиками, чем изотоп 235 U, но уступает по стабильности его соединений при температурных режимах на уровне 2000 о С - рабочих температурах топливных сердечников в эмиттерных узлах ЭГК.

Изображение слайда
29

Слайд 29: Нейтронно-физические особенности выбора топливного материала активной зоны реактора КЯЭУ (продолжение)

В реакторах на тепловых нейтронах со значительной долей замедлителя (  з/  д  30) заметная доля делений идет также в надтепловой области энергий нейтронов, поскольку концентрация делящегося изотопа остается высокой из соображений обеспечения малых габаритов реактора. Нейтронно-физические характеристики реакторов для космических ЯЭУ из-за высокого обогащения топливных композиций определяются взаимодействиями нейтронов в широком диапазоне энергий, включая и промежуточный спектр, а потому требуют особой корректности в формировании константного обеспечения и учета переменного спектра нейтронов по объему активной зоны.

Изображение слайда
30

Слайд 30: Ядерная и радиационная безопасность КЯЭУ

Требования по безопасности ЯЭУ регламентируются соответствующими международными и федеральными нормативными документами [3]. В частности, в Законе РФ «Об использовании атомной энергии» (принят Госдумой 20.10.1995г.) в статье 6 записано: «Федеральные нормы и правила (далее нормы и правила) в области использования атомной энергии устанавливают требования к безопасному использованию атомной энергии, выполнение которых обязательно при осуществлении любого вида деятельности в области использования атомной энергии», и далее в статье 43 «...При проектировании, строительстве и эксплуатации космических и летательных аппаратов с ядерными установками или радиационными источниками, а также с использованием энергии радиоактивных веществ должны соблюдаться нормы и правила в области использования атомной энергии, а также требования к охране окружающей среды...». ________________________________________________________________________________ [ 3 ] С.Н. Марин, В.А. Литицкий, Ю.Д. Макаренков Обобщение концептуальных положений и принципов ядерной и радиационной безопасности ЯЭУ и ЯЭДУ. Отчет ГНЦ РФ-ФЭИ и ПОО «ПРОНТЭК». Инв.№ И-435/26, 1995.

Изображение слайда
31

Слайд 31: Метод Монте-Карло в решении нейтронно-физических задач обоснования характеристик реакторов КЯЭУ

Основным инструментом для расчета нейтронно-физических характеристик ТРП на промежуточных и быстрых нейтронах является комплекс программ ММКFK-2, разработанный в ФЭИ и предназначенный для решения методом Монте-Карло (ММК) широкого круга задач переноса излучения в физике реакторов на современных ЭВМ. Комплекс MMKFK-2 состоит из базового пакета ММКFK-BASE [ 4 ] и библиотеки функциональных, физических и геометрических модулей, расширяющих возможности базового пакета. ____________________________________________________________________ [ 4 ] Полевой В.Б., Леонтьев В.В., Овчинников А.В. и др. Базовый пакет программ комплекса MMKFK-2 для решения методом Монте-Карло задач переноса нейтронов в физике реакторов (MMKFK-2-BASE). ОФАП ЯР, Nо 00371, М., 1996.

Изображение слайда
32

Слайд 32: Комплекс MMKFK-2 позволяет

решать как однородную условно-критическую задачу, так и неоднородную задачу с заданным объемным или точечным источником произвольного спектра без размножения нейтронов при делении ядер (базовый пакет); моделировать размножение нейтронов в подкритических системах с источником; решать сопряженное уравнение переноса нейтронов (как однородное, так и неоднородное); моделировать нестационарный перенос нейтронов; решать квазистационарную задачу переноса мгновенных нейтронов; рассчитывать время жизни мгновенных нейтронов и эффективную долю запаздывающих нейтронов на основе решения квазистационарной задачи;

Изображение слайда
33

Слайд 33: Комплекс MMKFK-2 позволяет (продолжение)

рассчитывать время жизни мгновенных нейтронов и эффективную долю запаздывающих нейтронов на основе решения квазистационарной задачи; решать прямую и сопряженную задачи переноса гамма-квантов; рассчитывать энерговыделение от нейтронов и гамма-квантов; рассчитывать возмущения реактивности от обширных и локальных изменений свойств материальных зон и геометрии системы; расчет эффектов кампании; использовать различные методы уменьшения дисперсии «под задачу», например, для расчета потоков и скоростей реакций в малых объемах можно применять локальные оценки и метод математических ожиданий, а для моделирования переноса излучения в защите использовать расщепление и рулетку.

Изображение слайда
34

Слайд 34: Дополнительные возможности использования MMKFK-2

В отличие от известных аналогов – американской программы MCNP (Лос-Аламос) и отечественной программы MCU (РНЦ "Курчатовский институт"), требующих больших ресурсов ЭВМ,  MMKFK-2 реализует свои возможности в рамках стандарта DOS, что позволяет реализовывать на персональных компьютерах многозадачный режим счета вариантов по MMKFK-2. По быстродействию MMKFK-2 превосходит MCNP и MCU в 3-12 раз, обеспечивая практически ту же абсолютную точность расчета одинаковых функционалов. По функциональным возможностям MMKFK-2 значительно перекрывает возможности MCU и позволяет решать ряд задач, недоступных для имеющейся в ФЭИ версии MCNP. Дополнительные возможности использования MMKFK-2

Изображение слайда
35

Слайд 35: Действующий реакторный стенд ГНЦ РФ-ФЭИ для моделирования и исследования характеристик космических ЯЭУ 2-го поколения

Назначение стенда – исследование нейтронно-физических характеристик термоэмиссионных реакторов-преобразователей различного назначения и других малогабаритных транспортных реакторов. Решенные задачи – обоснованы нейтронно-физические характеристики и ядерная безопасность проектов космических ЯЭУ с реакторами-преобразо-вателями на быстрых нейтронах мощностью от 500 до 1500 кВт эл. Максимальная мощность 100 Вт Активная зона Диаметр Высота Материалы 4 типа размера от 69,6 см до 84,9 см 117 см Имеется полный набор конструкционных и ядерных материалов для моделирования реакторов космических ЯЭУ нового поколения Боковой отражатель Бериллий толщиной от 80 до 120 мм (12 органов СУЗ) Регулирование Поворотными цилиндрами в отражателе Основные характеристики: Критический стенд ФС-1М

Изображение слайда
36

Слайд 36

РАСЧЕТ И ОПТИМИЗАЦИЯ РАДИАЦИОННОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРОВ КЯЭУ

Изображение слайда
37

Слайд 37: Радиационная защита (РЗ)

Создает зону с пониженным уровнем радиации в ограниченном пространстве, имеющем форму усеченного конуса. Блок радиационной защиты перспективных долгоресурсных КЯЭУ представляет собой многослойную структуру из материалов, выполняющих различные функции.

Изображение слайда
38

Слайд 38: Оптимальный облик РЗ и КА на начальных этапах проектирования

Изображение слайда
39

Слайд 39: Назначение защитных материалов

По назначению и и свойствам защитные материалы можно разделить на три типа: ЛКЗ - легкий компонент защиты, предназначенный в первую очередь для ослабления нейтронных потоков; ТКЗ - тяжелый компонент защиты, предназначенный для ослабления гамма-излучений; ТЭ - тепловой экран, предназначенный для уменьшения радиационного энерговыделения в блоке защиты.

Изображение слайда
40

Слайд 40: Требования к материалам РЗ КЯЭУ

Максимальные удельные (на единицу массы) сечения ослабления нейтронов и/или фотонов. Минимальные сечения генерации захватного гамма-излучения. Высокая радиационная стойкость (флюенс нейтронов – 10 20 …10 21 н/см 2, поглощенная доза фотонов 10 9 …10 10 рад). Высокие термостойкость и теплопроводность. Технологичность изготовления. Совместимость с материалами конструкции защиты.

Изображение слайда
41

Слайд 41: Основные материалы РЗ КЯЭУ

В качестве тяжелого компонента – уран-238 и вольфрам. В качестве легкого компонента – гидрид лития. В качестве тепловых экранов – бериллий и борсодержащие материалы карбид и нитрид бора, диборид титана.

Изображение слайда
42

Слайд 42: Защищаемые объекты в КА с ЯЭУ

Наиболее чувствительным к радиации является электронное оборудование КА и ЯЭУ, которое обычно размещается в приборном отсеке (ПО), расположенном на максимально возможном расстоянии от реактора. Радиационная стойкость электроники определяется по двум функционалам излучения: - флюенс нейтронов с Е > 0, 1 МэВ, н / см 2 ; - поглощенная доза фотонов, рад.

Изображение слайда
43

Слайд 43

Область расчета системы радиационной защиты - ТЭМ (объекты интереса защиты выделены желтым цветом)

Изображение слайда
44

Слайд 44: Рассеиватели в КА с ЯЭУ

Основным признаком рассеивателей является размещение их вне тени радиационной защиты. Роль рассеивателей в формировании радиационной обстановки на защищаемых объектах существенным образом зависит от кратности ослабления защитой каждого типа излучения. Типичная защита современный КЯЭУ ослабляет потоки быстрых нейтронов в 10 4 -10 5 раз, а дозу фотонов в 10 1 -10 2 раз. Поэтому размещение вне тени защиты даже небольшой массы конструкций может привести к значительному превышению допустимых флюенсов нейтронов.

Изображение слайда
45

Слайд 45: Примеры рассеивателей в КА с ЯЭУ

Холодильник-излучатель ЯЭУ (площадь ХИ составляет десятки квадратных метров). Крупногабаритная радиолокационная антенна (габариты РЛА – несколько десятков метров). Трубопроводы системы охлаждения ЯЭУ.

Изображение слайда
46

Слайд 46: КА с крупногабаритной антенной РЛН

Изображение слайда
47

Слайд 47: Примеры использования оборудования КА в качестве дополнительной РЗ

Существует два типа оборудования: нерасходуемое – конструкционные элементы КА и ЯЭУ – электродвигатели, силовые конструкции, система теплосъема, термоэлектрогенераторы, распределительные механизмы органов регулирования реактора, коллекторы с теплоносителем, концевики ЭГК, трубные доски; расходуемое – баки с рабочим телом.

Изображение слайда
48

Слайд 48: Примеры использования оборудования КА в качестве дополнительной РЗ (продолжение)

Торцевой отражатель Бак с рабочим телом Боковой отражатель Активная зона Гидрид лития Обедненный уран

Изображение слайда
49

Слайд 49: Школа ФЭИ в области радиационной защиты

Основная задача проектирования РЗ – определение оптимального облика РЗ и КА на начальном этапе проектирования.

Изображение слайда
50

Слайд 50: Анализ компоновки КА в задачах РЗ

Цели: определить основные направления переноса излучений от реактора к защищаемым объектам; выделить связи подсистем космического аппарата с радиационной защитой; определить критические защищаемые объекты, т. е. объекты, для которых требуются максимальные ослабления реакторных излучений.

Изображение слайда
51

Слайд 51: Основная задача при проектировании РЗ в КА с ЯЭУ

Обеспечить на дозовой плоскости пятно тени определенного диаметра, в пределах которого функционалы реакторных излучений (например, флюенс быстрых нейтронов, поглощенная доза фотонов или биологическая доза) не должны превышать заданные уровни. Масса системы защиты при этом должна быть минимальной.

Изображение слайда
52

Слайд 52: Взаимное расположение подсистем КА и ЯЭУ

Изображение слайда
53

Слайд 53: Изменяемые технические параметры подсистем КА с ЯЭУ для оптимизации характеристик РЗ

Оптимальное отодвижение L - расстояние между реактором и защищаемым объектом. Угол тени . Структура защиты - порядок следования защитных материалов и их толщины.

Изображение слайда
54

Слайд 54: Основная задача РЗ → поиск условного экстремума

Изображение слайда
55

Слайд 55: Алгоритм решения основной задачи РЗ

Аппроксимация функционалов излучения D k - компонент функционала-ограничения D m, рассчитанный по какой-либо "точной" программе для опорной структуры РЗ, t i – толщина i- го слоя защиты, Σ - эффективное сечение ослабления компонента D к, материалом i-го слоя защиты.

Изображение слайда
56

Слайд 56: Алгоритм решения основной задачи РЗ (продолжение)

Масса защиты α – половинный угол конуса защиты; γ – плотность материала защиты; r – радиус основания конуса.

Изображение слайда
57

Слайд 57: Пример решения основной задачи РЗ

Выбор оптимального отодвижения

Изображение слайда
58

Слайд 58: Пример решения основной задачи РЗ (продолжение)

Используется теория оптимального управления (принцип Максимума); определение токов контрибутонов (токов вклада). Проведение детальной оптимизации характеристик РЗ для определения оптимального программирования (геометрия, материалы) защиты.

Изображение слайда
59

Слайд 59: Схема расчета РЗ в составе КА с ЯЭУ

Сопряженный источник Q + R + R S S 1 S 2 Дозовая плоскость C(r) = 0 C(r) # 0 Z Z + Тяжелая защита Легкая защита линия тени Реактор сопряженное решение прямое решение

Изображение слайда
60

Слайд 60: Пример результата расчетов оптимального профиля тяжелого и мягкого компонентов РЗ

1 – профилированный ТКЗ, 2 – торцевой отражатель, 3 - аз, 4 – боковой отражатель

Изображение слайда
61

Слайд 61: Расчетные коды (одномерная геометрия – плоская, цилиндрическая, сферическая )

Имя Метод Сечения взаимодействия Страна РОЗ-6 ДО ( Sn ) Групповые Россия ONEDANT ДО (Sn) Групповые США

Изображение слайда
62

Слайд 62: Расчетные коды (двумерная геометрия: (R,Z); (X,Y); (R, Θ )

Имя Метод Сечения взаимодействия Страна КАСКАД ДО ( Sn ) Групповые Россия РАПИД ДО МПС Групповые Россия TWODANT ДО (Sn) Групповые США

Изображение слайда
63

Последний слайд презентации: Государственный научный центр РФ – Физико-энергетический институт имени А.И: Рекомендуемая литература

Г.И. Марчук. “Методы расчета ядерных реакторов”. Госатомиздат, 1961. М. Николаев и др. Справочник “Групповые константы для расчета реакторов и защиты”. М., Энергоиздат, 1981. Н.Г. Гусев и др. «Защита от ионизирующих излучений» в двух томах. Учебник. М., Энергоатомиздат, 1989. В.А. Кузнецов. Ядерные реакторы космических энергетических установок. Москва, Атомиздат, 1977 г.

Изображение слайда