Обзор результатов экспериментальных исследований нейтронно-физических характеристик термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах

СинявСкий в.в.

В работах [1–5] показана возможность использования ядерно-энергетических установок (ЯЭУ) и ядерных электро-ракетных двигательных установок (ЯЭРДУ) субмегаваттного и мегаваттного классов в перспективных космических аппаратах (КА) и комплексах, способных более эффективно, чем традиционные средства, решить широкий спектр энергоемких задач в освоении околоземного космоса и Луны, а также в межпланетных миссиях.

Обоснование выбора концепции ЯЭУ и ЯЭРДУ на ее основе было выполнено в 1960-е гг. по инициативе С.П. Королёва в связи с разработкой тяжелых межпланетных кораблей после сравнительного анализа ЯЭУ мегаваттной мощности с различными схемами преобразования тепловой энергии в электрическую (паротурбинным, газотурбинным и с непосредственным термоэмиссионным преобразованием тепла в электричество) [6–8].

В качестве источника тепла и электроэнергии был обоснован выбор термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем. В отличие от ТРП на тепловых и промежуточных нейтронах

ЯЭУ «Топаз» [3], «Енисей» [9] и РП [10], такой реактор практически не чувствителен к выбору материалов активной зоны (а. з.), что обеспечивает высокие плотности электрической мощности, повышенные КПД и ресурс электрогенерирующих сборок – каналов (ЭГК).

В качестве теплоносителя был выбран практически неактивируемый изотоп литий-7, а в качестве конструкционного материала реактора и системы охлаждения — отечественный ниобиевый сплав НбЦУ (ниобий – цирконий-1% – углерод-0,1%) с рабочей температурой более 1 500 К [12, 13]. В результате, за счет использования ниобиевого сплава в качестве коллектора ЭГК и конструкционного материала литиевой системы охлаждения, температура холодильника-излучателя может быть выше на 250-300 ° С по сравнению с ЯЭУ типа «Топаз» на основе конструкционных жаропрочных сплавов группы железа [10, 11].

Принципиальной схемно-технической особенностью является модульная схема ТРП и системы охлаждения ЯЭУ, предложенная В.А. Маевским, которая была признана наиболее рациональным решением проблемы создания мощной космической ЯЭУ [14]. Сущность модульной схемы состоит в том, что составляющие а. з. ЭГК размещаются в нескольких герметичных ниобиевых корпусах (12 — для ЯЭУ электрической мощностью 150–300 кВт; 19 — для ЯЭУ мощностью 300–500 кВт; 31 или 37 для ЯЭУ мощностью 500–1 000 кВт), каждый из которых имеет независимую литиевую систему охлаждения. Принцип модульного исполнения а. з., бокового отражателя (БО) и рабочих органов (РО) системы управления и защиты (СУЗ) ТРП приводит одновременно к модульному построению всей ЯЭУ [15]. Такая ЯЭУ собирается из гидравлически независимых унифицированных электрогенерирующих модулей, каждый из которых включает: один (или два) электрогенерирующих пакета (ЭГП) из нескольких (от 18 до 36 штук) термоэмиссионных ЭГК; секцию холодильника-излучателя из натриевых тепловых труб; индукционный электромагнитный насос; магистральные трубопроводы системы охлаждения с компенсационной емкостью, сепаратором радиогенного гелия и датчиковой аппаратурой; контур разогрева и плавления лития в трубопроводах и агрегатах системы охлаждения ТРП [15, 16].

Главными преимуществами модульной схемы ЯЭУ являются:

• •    на стадии изготовления ЯЭУ — обеспечение высокого уровня серийности изготовления и комплектации ЯЭУ из оптимальной выборки модулей, что снижает риск брака на завершающих стадиях изготовления ЯЭУ;

• •    на стадии отработки — возможность полномасштабной отработки энергетической системы ЯЭУ при существующих экономических, производственных условиях и на существующей экспериментальной базе.

Было предложено несколько разновидностей ЭГП и модуля ЯЭУ [17–19].

Модульное построение космических ЯЭУ позволяет создать на основе единых технических решений по ТРП и ЯЭУ в целом не только ряд энергоустановок различной мощности [1, 20, 21], но и сократить сроки создания и снизить стоимость экспериментальной отработки, так как в комплексном плане экспериментальной отработки ТРП и ЯЭУ основной объем испытаний приходится на предварительную отработку основных унифицированных модулей, входящих в состав ТРП и ЯЭУ [15].

Как показано в работе [15], состояние разработки термоэмиссионной ЯЭУ по литий-ниобиевой технологии характеризуется созданием необходимой номенклатуры высокотемпературных материалов и завершением поэлементной отработки узлов и агрегатов из этих материалов при рабочих температурах на ресурс до двух лет с прогнозируемым по этим результатам ресурсом пять–семь лет и, возможно, более.

Важнейшим этапом отработки ЯЭУ с ТРП было создание исследовательского стенда с набором критических сборок (КСб) для обоснования сначала нейтронно-физических характеристик (НФХ) ТРП на быстрых нейтронах вообще, а затем исследований полномасштабных прототипов модульных ТРП, в т. ч. обоснования ядерной безопасности использования ТРП при эксплуатации [15, 22].

критический стенд физического стенда

Для обоснования концепции создания, развития и безопасности ТРП на быстрых нейтронах разрабатываемых космических ЯЭУ РКК «Энергия» по исходным данным Физико-энергетического института (ФЭИ) был спроектирован, изготовлен и смонтирован на территории ФЭИ (г. Обнинск) исследовательский реактор нулевой мощности — критический стенд (КС) физического стенда (ФС) [23–25]. В 1970 г. осуществлен первый физический пуск КС с КСб, моделирующей ТРП на быстрых нейтронах с объемом а. з. ~50 л. Стенд, в зависимости от поставленных целей, позволял варьировать и моделировать в широких пределах структуру, геометрию, состав и конфигурацию основных компонентов исследуемых КСб — вариантов нейтронно-физических моделей рассматриваемого класса ТРП.

Все КСб по степени адекватности объекту моделирования условно можно разделить на исследовательские и полномасштабные образцы разрабатываемых ТРП.

В табл. 1 приведены характеристики и задачи исследований первой группы КСб [23, 24].

В табл. 2 приведены характеристики и задачи исследований полномасштабных моделей ТРП как модульной схемы [23, 24], так и варианта моноблочной схемы ТРП [26].

Таблица 1

Основные параметры Типы физических стендов ФС-1-1 ФС-1-2 ФС-1-2а ФС-1-3 ФС-1-3а Начало работ 1970 г. 1973 г. 1975 г. 1978 г. 1982 г. Радиус а. з., мм 163,0 192,5 192,5 248,0 210,0 Высота а. з., мм 584,0 584,0 584,0 584,0 584,0 Объем а. з., л 49,0 68,5 68,5 113,0 75,0 Эф. толщина БО, мм 272,0 140,0 140,0 150,0 150,0 Толщина ТО, мм 150,0 150,0 150,0 150,0 150,0 Высота БО, мм 1 050 1 050 1 050 1 050 1 050 Число ТВС, шт. 455 637 609 829 620 Число пакетов ТВС, шт. — — — 8 8 Критзагрузка урана-235, кг 84,0 116,5 112,0 152,0 115,0 Целевое назначение Выявление особенностей нейтронно-физических процессов в ТРП Выбор топливной композиции, способа профилирования энерговыделения Отработка ОР СУЗ. Выбор материалов ПЭ. Определение эффективности РО СУЗ Определение реактивности материалов и распределения энерговыделения Определение эффективности РО СУЗ Степень адекватности объекту моделирования Моноблочная структура активной зоны (а. з.), ЭГК размещены в узлах треугольной решетки Модульная сборка ЭГК в секторе 120° Имитация структуры и состава ТРП в секторе 120° характеристики и задачи исследований первой группы критических стендов

Примечание. ТО — торцевой отражатель; БО — боковой отражатель; РО — рабочий орган; ОР — органы регулирования; ПЭ — поглощающие экраны; СУЗ — система управления и защиты; ТРП — термоэмиссионный реактор-преобразователь; ЭГК — электрогенерирующие сборки – каналы; ТВС — тепловыделяющие сборки.

Таблица 2

Параметры исследованных прототипов трП

Основные параметры	Критические реакторные сборки
	ФС-1-4.19	ФС-1-4.31	ФС-1-4.37	ФС-1-5
Начало работ	1985 г.	1989 г.	1990 г.	1992 г.
Радиус а. з., мм	195,7	248,5	271,5	194,5
Высота а. з., мм	815±5	815±5	815±5	815±5
Объем а. з., л	98,7	158,0	189,0	82-98
Эффективная толщина БО, мм	137,3	175,0	150,0	150,0
Толщина торцевого отражателя, мм	154,5	154,5	154,5	154,5
Высота БО, мм	1 172	1 172	1 172	1172
Число ТВС, шт.	684	1 116	1 332	540–561
Число пакетов (кассет) ТВС, шт.	19	31	37	—
Загрузка критическая урана-235, кг	216,3	257,4	315,5	201–215
Целевое назначение	Обоснование параметров ТРП. Аттестация программ расчета	Обоснование проектных параметров разрабатываемых ТРП
Степень адекватности объекту моделирования	Полномасштабный образец ТРП

Примечание. Сокращения см. табл. 1.

Обоснование проектных параметров, включая эффективность и ядерную безопасность модульной сборки проектируемых ТРП, проводилось при исследованиях практически идентичных полномасштабных нейтронно-физических макетов ТРП с 31 и 37 пакетами (ФС-1-4.31 и ФС-1-4.37). Экспериментальные реакторы (критические сборки) максимально моделировали основные параметры ТРП электрической мощностью 500–600 кВт и более [20, 21].

Критсборка ФС-1-4.37 (рис. 1) по основным нейтронно-физическим параметрам моделирует ТРП на быстрых нейтронах из 37 ЭГП с объемом а. з. ~200 л. Активная зона экспериментального реактора собрана из 37 полномасштабных моделей электрогенерирующих пакетов с тепловыделяющими сборками (ТВС) различного типа и в собранном виде представляет собой призму с шестигранным поперечным сечением, высотой а. з. 820 мм, эффективным диаметром 543 мм, объемом 189 л. Активная зона окружена бериллиевым БО наружным ∅ 849 мм и высотой 1 172 мм, причем, эффективная толщина БО ~150 мм; толщины верхнего и нижнего ТО из бериллия (окиси бериллия) — по 150 мм.

Рис. 1. Общий вид критической сборки ФС-1-4.37 для нейтронно-физических исследований ТРП из 37 модулей [22]

В боковом отражателе равномерно по окружности радиусом 357 мм размещены двенадцать РО СУЗ поворотного типа наружным 0 128 мм с поглощающей нейтроны вставкой (ПНВ) из спеченного карбида бора с естественной смесью изотопов. ПНВ имеет высоту 1 000 мм, толщину 7,5 мм и угол раствора 110 ° ; плотность спеченного карбида бора в ПНВ ~1,7 г/см³. По типу рабочие органы различаются на РО автоматического регулирования (АР), аварийной защиты (АЗ) и компенсационные цилиндры (КЦ), причем в исследованном реакторе было три АЗ, один АР и восемь КЦ.

В собранном виде КСб ФС-1-4.37 содержала 37 сборок (пакетов) ТВС в виде шестигранных призм с размером поперечного сечения 84,5 мм и высотой 1 184 мм, размещенных на опорной плите по треугольной решетке с шагом 85 мм. Корпус изготовлен из ниобия с толщиной стенки 1 мм. Внутри корпуса размещены по треугольной решетке с шагом 12,5 мм 36 ТВС наружным 0 11,2 мм и высотой 1 172 мм. Материал герметичного корпуса ТВС — ниобий.

ТВС представляет собой разборную конструкцию стерженькового типа, позволяющую собирать внутри корпуса ТВС (ниобиевая трубка размером 011,2x0,3x1 172 мм) различные композиции из делящихся и конструкционных материалов. Активная часть ТВС моделировала геометрически профилированный 18-элементный ЭГК и на высоте 820 мм составлена из восемнадцати топливных сердечников длиной от 25 мм в центре и до 80 мм — на периферии с наружным 09 мм и диаметрами осевых отверстий от 0 до 4,5 мм. Материал топливных сердечников — спеченный диоксид урана плотностью 10,2–10,4 г/см3 с 90%-ным обогащением по урану-235. Каждый топливный сердечник герметично зачехлен в оболочку из вольфрама (или изотопа вольфрам-184) с толщиной стенки 0,5 мм. Между собой топливные сердечники разделены проставками в виде дисков (имитирующими коммутационные перемычки) наружным диаметром 10 мм и высотой 0,5…3,0 мм из ниобия (3 мм), вольфрама (1,5 мм), молибдена (0,5 мм) и алюминия (1,5 мм). По торцам активной части ТВС размещены ТО из бериллия (окиси бериллия) в виде стержней наружным диаметром 10 мм и высотой 150 мм. Вся композиция внутри корпуса ТВС закреплена с помощью прижимной пружины и верхнего резьбового концевика. В зависимости от диаметра осевого отверстия (3 мм или 4,5 мм) топливных сердечников и от обогащения по урану-235 ТВС разделялись на пять типов с содержанием урана-235 от 251 до 346 г.

Имитатор силового корпуса а. з. состоял из 42 пластин из бериллия, зачехленных в циркониевые корпуса с толщиной стенки 0,5 мм или из аналогичных ниобиевых пластин. Боковой отражатель состоял из восемнадцати бериллиевых призм, двенадцати внутренних бериллиевых секторов, двенадцати внешних бериллиевых секторов, двенадцати РО СУЗ поворотного типа.

Программы экспериментальных работ на ФС предусматривали [23–26]:

• •    экспериментальное определение основных НФХ различных ТРП, а также определение критических и массогабаритных параметров ТРП с объемами а. з. 50…200 л и загрузкой урана-235 84…350 кг;

• •    исследование свойств и выбор материалов для ПНВ РО поворотного типа СУЗ и стержней безопасности (СБ) с оптимизацией эффективности РО СУЗ и СБ;

• •    выбор и обоснование основных конструкционных материалов и оптимальной толщины БО реактора;

• •    определение энерговыделения в конструкционных и поглощающих нейтроны материалах, а также в делящихся материалах ЭГК;

• •    выбор и обоснование способов профилирования (прежде всего — выравнивания) распределения энерговыделения по объему а. з.;

• •    определение величин эффектов реактивности от попадания воды (или водородсодержащих сред) в полости ТРП, внешнего окружения водой ТРП, а также от заполнения водой тракта теплоносителя ТРП;

• •    экспериментальное обоснование ядерной и радиационной безопасности на всех этапах разработки и создания ТРП, начиная с разработки и наземной отработки конструкции ТРП (и ЯЭУ) до завершения эксплуатации ЯЭУ в составе КА;

• •    выбор и верификацию разрабатываемых методов расчета и систем ядерных констант для расчетного обоснования НФХ проектируемых ТРП.

методы и средства измерений нейтронно-физических характеристик

В процессе реализации программы исследований НФХ различных вариантов ТРП на КС ФС использовались как традиционные методы и средства экспериментальной физики реакторов [27], так и специально разработанные [28]. Ниже кратко перечислены использованные методы. Подробное описание особенностей использованных методов и средств конкретно по экспериментам на ФС приведено в работе [29]. Отметим лишь, что эти методы использовались, как правило, в комплексе.

В качестве методов измерения реактивности использовались метод обратного умножения, метод обращенного решения уравнения кинетики, метод удаляемого источника.

В качестве средств измерения распределения энерговыделения использовались камеры деления, активационные детекторы, твердотельные трековые детекторы, а также предложенные С.Н. Мариным калориметрические методы [30].

В качестве метода измерения абсолютной мощности критической сборки использовался статистический метод, основанный на дискретном (или аналоговом) способе анализа флуктуаций плотности нейтронов в исследуемой сборке [29].

экспериментальные исследования распределения энерговыделения и способов выравнивания энерговыделения по сечению активной зоны

При заданной тепловой мощности ТРП и при ограничении максимальной температуры эмиттера T _эмакс ЭГК, из которых набрана а. з. ТРП, его выходная электрическая мощность N _эл зависит от неравномерности распределения энерговыделения q_V по объему а. з. [31, 32]. На радиальное и аксиальное распределение энерговыделения q_V ( r ) и q_V ( z ) кроме параметров а. з. оказывают влияние БО и ТО нейтронов.

В ТРП космического назначения как на промежуточных, так и на быстрых нейтронах используется замедляющий нейтроны БО, обычно из бериллия (или оксида бериллия), для существенного снижения объема а. з. V _а.з. и загрузки делящегося материала G ^U235, а, следовательно, габаритов и массы ТРП в целом [26]. В таком ТРП в БО формируется спектр замедленных нейтронов, которые диффундируют в а. з. и приводят к выравниванию q_V ( r ) на периферийной области а. з., наряду со значительным его «всплеском» в периферийных ЭГК [33]. На рис. 2 приведен пример распределения q ( r ) по радиусу а. з. КСб ФС-1-2.

Рис. 2. Распределение по радиусу активной зоны среднего значения энерговыделения в ТВС в критической сборке ФС-1-2: _--- — граница активной зоны и отражателя. Маркеры — эксп ериментальные точки [33]

Количественно этот «всплеск» характеризовался величиной qгр, определяемой соотношением qгр = q ( Rа.з.)/q0, где q(Rа.з.) и q0 — средние значения энерговыделений в топливных сердечниках ТВС, размещенных на границе а. з. с БО и в центре а. з.

Однако, существенная неравномерность энерговыделения в топливных сердечниках периферийных ЭГК нежелательна, так как при ограничении T _эмакс без принятия специальных мер N _эл существенно снижается [34].

Кроме радиальной q_V ( r ) наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения q_V ( z ). Поэтому необходимы разработка и исследование эффективности методов хотя бы частичной нейтрализации нежелательного влияния неравномерности энерговыделения на выходные характеристики ТРП. В качестве таких методов рассматриваются так называемое ядерно-физическое [33] и геометрическое профилирование [35, 36].

В статье [33] изложены результаты выполненных под руководством А.Г. Шес-теркина измерений q_V ( r ) и нейтроннофизические способы профилирования энерговыделения по радиусу а. з. ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим БО.

Коэффициент неравномерности q_V ( r ) определялся как

R а.з.

k_r = ^– q _max /(2/ R ² _а.з. ) ∫ ^– q ( r ) rdr , 0

где q _max — максимальное значение среднего энерговыделения в урановом сердечнике; q ( r ) — среднее энерговыделение в урановом сердечнике, расположенном на расстоянии r от центра а. з. с радиусом R _а.з. .

Задачи и методы ядерно-физического профилирования в рассматриваемом классе ТРП следующие [33]:

• 1.    Выравнивание среднего значения энерговыделения в сердечниках ЭГК по радиусу а. з. методом ядерно-физического профилирования — изменением содержания ²³⁵U в топливной композиции сердечников ЭГК.

• 2.    Подавление «всплеска» среднего энерговыделения в топливных сердечниках на границе а. з. с БО и выравнивание среднего энерговыделения по сечению топливных сердечников ЭГК. Эта задача может быть решена установкой поглощающих нейтроны экранов (ПЭ) на границе между а. з. и БО, прежде всего из материалов с резонансной структурой сечений взаимодействия с нейтронами в области теплового и промежуточного спектров (с энергией Еп < 100 кэВ). Выбор материалов может быть обширным, в их число входят поглощающие нейтроны материалы с содержанием ¹⁰В, Eu или резонансные

поглотители (Nb, Та), сплавы жаропрочных материалов с Re и другие, одновременно отвечающие технологическим требованиям и имеющие длительный ресурс. В качестве гипотетической альтернативы возможно использование вместо ПЭ делящихся экранов (ДЭ) из диоксида урана.

Выбор необходимой толщины БО (поскольку толщина БО является определяющим фактором радиальной неравномерности q_V ( r ) в а. з.) — геометрического параметра реактора, который выбирается при разработке конструкции с учетом задачи оптимизации массогабаритных характеристик ТРП, радиационной защиты и ЯЭУ в целом.

Задача по оптимизации распределения энерговыделения должна решаться комплексно в сочетании поставленных трех задач — ядерного профилирования, включая выбор эффективного ПЭ на границе а. з. и толщины БО [33], а также возможности геометрического профилирования ЭГК [35] с учетом следующих нежелательных «побочных» явлений, а именно:

• •    ПЭ снижает k _эф и эффективность РО СУЗ, расположенных в БО;

• •    ДЭ генерирует значительное количество тепла, не участвующего в процессе прямого преобразования тепловой энергии в электричество;

• •    ядерное профилирование связано с увеличением типоразмеров ЭГК в а. з., что усложняет промышленное производство их комплектов;

• •    толщина БО не может быть сделана менее некоторой величины (8–12 см), определяемой условиями эффективности РО УЗ.

Экспериментальные исследования способов выравнивания q_V ( r ) были проведены на КСб ФС-1-2 (ФС-1-2А и ФС-1-2П) стенда ФС-1 [23, 26]. Картограмма загрузки 91 пакета из семи ТВС в каждом показана на рис. 3.

Сборка ФС-1-2П отличалась от ФС-1-2А тем, что в секторе а. з. размещались ТВС (имитаторы ЭГК) с различным содержанием 235U и вольфрама с целью выравнивания qV(r) в этой области. Была предусмотрена возможность формирования зазора 3,0 мм по границе а. з. с БО для установки ПЭ или ДЭ. Компенсация реактивности в КСб при установке ПЭ осуществлялась увеличением толщины БО. Посредством замены периферийных пакетов с ураном на бериллиевые шестигранники или достройки БО в исследуемом секторе а. з. могла изменяться эффективная толщина БО от 10 до 20 см и Rа.з. — от 28 до 14 см, соответственно.

Рис. 3. Картограмма загрузки пакетов тепловыделяющих сборок и бериллиевых блоков в критической реакторной сборке ФС-1-2: АЗ — аварийная защита; АР — автоматический регулятор; КЦ — компенсационный цилиндр; РР — ручной регулятор

Сравнение различных способов выравнивания ^– q ( r ) проведено по результатам исследований, выполненных на ФС-1-2А (исходное состояние: R _аз = 19,25 см; Н _а.з. = 58,4 см; V _а.з = 68 л; G ^U235 = 1^.1^.1 кг; k_r = 1,71; ^– q _гр = 1,78). При сравнении за основу взято требование — достигнуть значения k_r ~1,1 (или приблизиться к этому значению). При этом изменение k _эф КСб компенсировалось изменением G ^U235 за счет увеличения R _а.з. (догрузки ТВС на периферию исходной а. з.) или наращиванием толщины БО. Отметим, что параллельно экспериментам под руководством М.К. Овчаренко проводились расчеты q_V ( r ) в P1-приближении по программе 9М с использованием 18-группового константного обеспечения [33].

Результаты исследований влияния материалов поглощающих экранов, приведенные в работе [33], показали, что конструкционным требованиям наилучшим образом удовлетворяет Ta по сравнению с Nb, Mo, W. Сечение поглощения нейтронов σaTa наибольшее из перечисленного ряда резонансных поглотителей. При T толщине δПТаЭ = 3 мм (ΣδТПаЭ = 0,32) k = 1,17, ar а –qгр = 0,96 и Δk = –3,7% kэф. Для этого состояния КСб компенсация отрицательного изменения kэф требует увеличения загрузки топлива ΔGU235 на 45 кг при увеличении Vа.з. до 95 л. Влияние толщины ПЭ из разных материалов на значение требуемой дополнительной ΔGU235 приведено на рис. 4 [26].

Рис. 4. Зависимость дополнительной критической загрузки урана-235 от толщины поглощающего экрана из разных материалов в критической сборке ФС-1-2:

1 — окись европия; 2 — тантал; 3 — вольфрам; 4 — ниобий [26]

Результаты исследований влияния делящихся экранов на распределение энерговыделения приведены на рис. 5. Делящийся экран набирался из цилиндрических таблеток UO ₂ с обогащением 90% по ²³⁵U.

В качестве конкретного примера выравнивания энерговыделения рассмотрим использование ДЭ толщиной δ ^U _ДЭ ^O2 = 3,6 мм T

(ΣδUДЭO2 = 5,0). Радиальный коэффициент a неравномерности энерговыделения составил kr = 1,1, а –qгр = 1,07 и Δk = +5,8% kэф. Компенсация положительного изменения kэф при сохранении Rа.з. возможна уменьшением толщины БО до 10 см. Однако при этом потребуется уменьшить диаметр поворотных цилиндров (ПЦ)

РО СУЗ с 128 до 90 мм, что приведет к уменьшению массы карбида бора (B ₄ C) на 30%, а его эффективности — в два раза. В то же время может быть реализована компенсация положительного изменения k _эф при сохранении R _а.з. и толщины БО. Так как масса ²³⁵U в ДЭ равна 20 кг, то изъятие 20 кг ²³⁵U из а. з. положительно с точки зрения обеспечения ресурсо-способности ЭГК для рассматриваемого класса ТРП, и при этом эффективность РО СУЗ не уменьшится. Влияние толщины ДЭ на НФХ исследованной модели ТРП приведено в табл. 3.

Рис. 5. Зависимость распределения энерговыделения от толщины бокового отражателя при отсутствии и наличии ДЭ в критической сборке ФС-1-2А с R_аз = 19 см: 1 — без ДЭ, Δ _отр = 14 см; 2 — с ДЭ, Δ _отр = 14 см; 3 ^{. .} — без ДЭ, Δ _отр = 10 см; 4 —^р с ДЭ, Δ _отр = 10 см; 5 —^р без ДЭ, Δ _отр = 6 см; 6 —^р с ДЭ, Δ _отр = 6 см ^{р р}

Таблица 3 характеристики делящихся экранов (дэ) и их влияние на нейтронно-физические характеристики трП

δДЭ, мм	T Σ a δДЭ	Δ k эф , %	–q гр / –q а.з.( k r )	Доля энерговыделения в ДЭ ( Q ДЭ / Q а.з. ), %
0	0	0	1,71	0
1	1,395	2,0	1,25	15,6
2	2,790	3,4	1,16	24,1
3	4,186	4,8	1,12	32,1
5	6,276	7,4	1,07	49,1

Результаты исследований возможности ядерного профилирования. Исследование профилирования за счет перераспределения содержания диоксида урана и вольфрама в ТВС по радиусу а. з. было выполнено на КСб ФС-1-2П. Показано, что ядерное профилирование приводит к существенному выравниванию энерговыделения на единицу объема а. з. –qV(r) (kr = 1,05) и позволяет получить желаемые значения kr и –qV(r), но при этом сохраняется локальный «всплеск» энерговыделения в ТВС на границе а. з. с БО, а также уменьшается kэф.

Влияние толщины БО представлено в табл. 4 и на рис. 6 [26]. Показано существенное влияние толщины БО на критзагрузку сборок ФС-1-1 и ФС-1-2.

Таблица 4

расчетные значения параметров критических сборок типа фС-1-1 и фС-1-2 для различных толщин бокового отражателя

Параметр	Толщина бокового отражателя, см
	0	5	6,3	10	14	20	27,2
Критическая загрузка урана-235, кг	394	230	200	148	116,5	95	84
Среднее энерговыделение в периферийных ТВС, отн. ед.	—	0,64	0,84	1,37	1,75	2,5	3,3
Число делений урана-235 посередине толщины бокового отражателя, отн. ед.	—	2,1	2,7	4,5	6,1	8,7	12
Локальное энерговыделение в периферийных ТВС, отн. ед.	—	—	1,45	2,7	5,7	—	—

Рис. 6. Зависимость радиального коэффициента неравномерности энерговыделения kr (1) и всплеска энерговыделения qгр (2) сборки ФС-1-2П от толщины бериллиевого отражателя [26]

Уменьшение толщины БО в принципе позволяет решить проблему выравнивания ^– q_V ( r ) только при эффективной толщине БО Δ_отр ≅ 7,0 см. При этом обеспечиваются минимальные значения k_r = 1,18 и ^– q _гр = 1,0, но при этом на 13% снижается k _эф .

Потеря реактивности КСб должна компенсироваться увеличением A G U ²³⁵ на 75 кг при соответственном увеличении V _а.з. до 108 л. Однако, возможность обеспечения необходимой эффективности РО СУЗ поворотного типа в таком варианте ТРП становится проблематичной.

Влияние рабочих органов СУЗ на распределение энерговыделения в активной зоне. Рабочие органы СУЗ в рассматриваемом классе ТРП исполняются в виде ПЦ и расположены в замедляющем БО. Конструкционная схема ПЦ представлена на рис. 7. В таких РО СУЗ регулировочная характеристика зависит от угла поворота ПЦ (точнее, поглощающей нейтроны накладки (ПН)). При угле поворота ПЦ (ПН) 0° — максимальное приближение ПН к а. з., что соответствует максимальному влиянию на –qV(r) в а. з. и, соответственно, при угле поворота ПЦ (ПН) 180° — минимальное влияние.

Отметим, что проектный рабочий диапазон изменения положения ПЦ за кампанию ТРП может быть от 90 ° в начале кампании до 140 ° в конце. На рис. 8 отражено влияние ПЦ на изменение среднего энерговыделения в периферийной области а. з. [33].

Рис. 7. Конструкционная схема поворотного цилиндра — рабочего органа СУЗ (в критической сборке КЦ — компенсационный цилиндр): 1 — стальная обойма; 2 — трубка с В₄С (естественная смесь изотопов бора); 3 — бериллий

Рис. 8. Распределение среднего энерговыделения по радиусу активной зоны ФС-1-2 с поглощающим экраном из тантала толщиной 0,5 мм при трех положениях органа регулирования: 1 — расчетное распределение при углах поворота 180 ° ; 2 — при 90 ° ; 3 — при 0 ° . Маркеры — экспериментальные точки при углах поворота 180, 90 и 0 ° , соответственно [33]

исследования распределения энерговыделения по сечению топливных сердечников

Для измерений микроструктуры

энерговыделения по сечению (или

по высоте) топливных сердечников ТВС исследуемых КСб использовались тонкие органические окрашенные пленки из лавсана толщиной 10–60 мкм. Подсчет треков при небольшой плотности осуществлялся визуально, а при больших плотностях использовались методы фотометрический, лазерного сканирования и искрового электрического пробоя [29]. На рис. 9 показано относительное распределение энерговыделения по диаметру двух сердечников 0 9 мм, расположенных в центре и на границе а. з. КСб ФС-1-4, а на рис. 10 — распределение энерговыделения в сердечнике периферийной ТВС для двух взаимно перпендикулярных направлений.

экспериментальные исследованияаксиального распределения энерговыделения

Кроме радиальной qV(r) наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения qV(z) по высоте а. з. [33]. Однако, qV(z) по высоте рассматриваемого класса ТРП определяется собственной функцией с аксиальным коэффициентом неравномерности kz ~1,3, консервативной относительно радиуса а. з. Экспериментально полученное qV(z) в центральной и на периферийной части а. з. критсборки ФС-1-2 приведено на рис. 11.

Расстояние от центра топливного сердечника, мм

Рис. 9. Распределение энерговыделения по диаметрам двух сердечников ∅ 9 мм, расположенных в центре (1) и на границе (2) активной зоны критической сборки ФС-1-4 [29]

Расстояние от центра топливного сердечника, мм

Рис. 10. Распределение локального энерговыделения по сечению уранового сердечника ∅ 9 мм в периферийной ТВС критической сборки ФС-1-2А (R_а.з. = 19 см и Δ _отр = 14 см): 1, 2 — два взаимно перпендикулярных направления [29]

Однако, для компенсации влияния неравномерности qV(z) на Tэмакс в ТРП не имеет смысла выполнять ядерно-физическое профилирование, так как для выравнивания Tэмакс отдельных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) в ЭГК успешно используется геометрическое профилирование, когда длины ЭГЭ увеличиваются от центра к периферии ЭГК таким образом, чтобы при рабочем значении тока, одинаковом во всех последовательно соединенных ЭГЭ, за счет разной плотности тока и, соответственно, электронного охлаждения эмиттеров, Tэмакс во всех ЭГЭ было примерно одинаковым.

Высота активной зоны, см

Рис. 11. Распределение энерговыделения по высоте ТВС критической сборки ФС-1-2: 1 — центральная ТВС; 2 — периферийная ТВС. Маркеры — экспериментальные точки [33]

Методика геометрического профилирования ЭГК приведена в работе [35], а результаты изменения длин ЭГЭ в 14-элементном

Рис. 12. Распределение энерговыделения (кривая) и максимальной температуры эмиттеров (маркеры) в геометрически профилированном 14-элементном ЭГК [37]

Примечание. 1–14 — номера электрогенерирующих элементов.

результаты исследований эффективности бокового отражателя с рабочими органами Суз полномасштабного прототипа трП [22]

Указанные исследования проводились на КСб ФС-1-4.37 (см. рис. 1), являющейся полномасштабным прототипом ТРП модульной ЯЭУ электрической мощностью 500–600 кВт (см. табл. 2) [22]. Критическое состояние ФС-1-4.37 достигнуто последовательной загрузкой ТВС в ЭГП а. з. Всего загружено 973 ТВС с суммарной массой 235U в них 305,8 кг. Результаты измерений методом обращенного решения уравнения кинетики эффективности каждого из РО СУЗ, а также эффективности различных групп РО СУЗ приведены в табл. 5.

Таблица 5

эффективность различных групп рабочих органов Суз термоэмиссионного реактора-преобразователя

Тип (группа) РО СУЗ	Эффективность, %	Тип (группа) РО СУЗ	Эффективность, %
АР	0,49	АЦ-1	1,05
КЦ-1	1,04	АЦ-2	1,03
КЦ-2	1,03	АЦ-3	1,04
КЦ-3	1,04	3 АЦ	3,2
КЦ-4	1,05	8 КЦ	7,78
КЦ-5	1,02	8 КЦ+АР	8,35
КЦ-6	1,04	6 КЦ	6,31
КЦ-7	1,05	12 РО СУЗ	10,29
КЦ-8	1,02	3 КЦ	3,18

Примечание . СУЗ — система управления и защиты; АР — рабочие органы (РО) автоматического регулирования; КЦ — компенсационные цилиндры; АЦ — РО типа «аварийный цилиндр».

Результаты экспериментов показали, что практически отсутствует интерференция между тремя РО СУЗ типа «аварийный цилиндр» (АЦ). Величина эффекта интерференции η системы из двенадцати РО СУЗ поворотного типа, определенная как

12                   12

η = [iΣ=1(ρi – ρ12)/iΣ=1ρi]·100%, составила ~14,5%.

Измеренные значения эффектов реактивности двух положений РО СУЗ в БО и оцененные значения k _эф приведены в табл. 6.

Таблица 6 измеренные значения эффектов реактивности элементов бокового отражателя и оцененные значения k _эф трП для различных состояний ее бокового отражателя

Состояние бокового отражателя экспериментального реактора	Δ k эф , %	k , эф эксперимент
Исходное состояние критической сборки (все РО СУЗ «выведены»)	0,28	0,9972
Исходное состояние критической сборки (все РО СУЗ «введены»)	10,95	0,8905

Измеренные эффекты реактивности (%) от извлечения составных элементов БО следующие: внешний бериллиевый сектор                    0,56;

два рядом стоящих внешних сектора0,95;

внутренний бериллиевый сектор0,81;

два рядом стоящих внутренних сектора1,13;

призмы + пластина0,20;

внешний и внутренний секторы1,77.

Видно, что значения эффектов реактивности от разных элементов БО заметно различаются и зависят от местоположения каждого из них. Показано, что суммарный эффект реактивности от извлечения из БО рядом расположенных элементов равен сумме их реактивностей в отдельности.

Анализ приведенных результатов экспериментов и расчетов показал, что для исследуемого реактора, являющегося полномасштабным нейтронно-физическим прототипом ТРП на быстрых нейтронах по литий-ниобиевой технологии, эффективность системы из двенадцати РО СУЗ является значительной по величине и составляет 10,7% (в эксперименте) и 12,5% (в расчете). Введение двенадцати РО СУЗ в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние ( k _эф <0,9).

экспериментальное обоснование эффективности модульной сборки термоэмиссионного реактора

Обоснование эффективности модульной сборки ЯЭУ с ТРП предполагало проведение как проектно-расчетных, так и прямых экспериментальных исследований на критических сборках, максимально моделирующих основные параметры проектируемого ТРП [21, 38]. Экспериментальные исследования по обоснованию эффективности модульной сборки космических ЯЭУ с ТРП проведены на реакторном стенде ФС-1М [23] с КСб ФС-1-4.37 [26], моделирующей по основным НФХ ТРП на быстрых нейтронах из 37 ЭГП с объемом а. з. ~200 л (см. рис. 1 и табл. 2). Уже на стадии разработки конструкции КСб была предусмотрена возможность проведения экспериментальных исследований модульной сборки ТРП на быстрых нейтронах. Для обеспечения такой возможности бериллиевый БО был разрезан на две части (внутреннюю и внешнюю) по окружности радиусом ~340 мм. Методика проведения эксперимента и укрупненные этапы монтажа КСб ФС-1-4.37 подробно описаны в работе [38].

Эксперименты, как и проектировалось, показали высокую эффективность модульной сборки ТРП — сокращение сборки примерно на порядок относительно традиционной схемы сборки из отдельных ЭГК, при этом было также показано, что на всех этапах модульной сборки реактор остается в безопасном подкритическом состоянии (эффективный коэффициент размножения нейтронов k _эф < 0,99), и в полном объеме выполняются требования основных нормативных документов [39–41], регламентирующих требования ядерной безопасности ТРП на быстрых нейтронах и ЯЭУ в целом.

исследования моделей трП с гомогенной (не модульной) активной зоной

В качестве возможных вариантов ТРП для межорбитального буксира «Геркулес» [20] рассматривались также реакторы традиционной (не модульной) схемы, в т. ч. с увеличенным диаметром эмиттера 15–20 мм, а также на основе топливной композиции карбид урана – карбид тантала. Для обоснования проектных решений дополнительных вариантов ТРП была создана и исследована специальная КСб ФС-1-5, схема которой приведена на рис. 13 [29].

Сборка ФС-1-5 является модификацией ФС-1-4. При наборе критической массы использовались как ТВС сборки ФС-1-4, так и новые ТВС с наружным диаметром 22 мм и длиной 1 146 мм. Топливные сердечники ТВС второго типа были изготовлены из сплава металлического урана (87%) с молибденом (3%) ∅20,8 мм и высотой 17,8 мм. Между собой топливные сердечники разделены проставками в виде дисков из графита, ниобия, тантала, алюминия и вольфрама, в результате чего эти ТВС соответствовали гомогенной топливной композиции карбид урана массой 80% (90% массы) + карбид тантала массой 20% (10% массы). Использование такой топливной композиции позволяет реализовать ЭГК с герметичным выводом газообразных осколков деления через коллекторный пакет ЭГК (минуя межэлектродный зазор) [42]. Реакторные испытания такого ЭГК показали стабильность выходных энергетических характеристик, несмотря на несколько десятков термокачек [43]. Отметим, что при проведении исследований ФС-1-5 в каналы бака активной зоны загружались по три ТВС первого типа или по одному — второго [29].

Рис. 13. Схема критической сборки ФС-1-5 [29]: РО — рабочий орган СУЗ; 1 — поворотный цилиндр; 2 — поглощающая нейтроны накладка; 3 — боковой отражатель; 4 — корпус активной зоны; 5 — модель термоэмиссионной сборки; 6 — корпус стержня безопасности; 7 — стержень безопасности

Основными задачами экспериментов на ФС-1-5 были исследование НФХ ТРП при наличии отверстия в а. з. для размещения СБ, а также водородного эффекта реактивности (ВЭР), и обоснование эффективности СБ при моделировании наиболее опасной аварии (заполнение активной зоны водой) [26].

Исследование относительного распределения полей энерговыделения по диаметру а. з. в гомогенной сборке при наличии центрального отверстия для размещения СБ (до первого пуска ТРП — после вывода в космос на радиационнобезопасной орбите СБ извлекается из а. з.) приведено на рис. 14 [26].

Видно, что «всплеск» энерговыделения наблюдается в ТВС, расположенных непосредственно у границы а. з. с БО. Кроме того, появился небольшой всплеск энерговыделения в ТВС, расположенных вблизи отверстия для размещения СБ. Измерения показали, что плотность тепловых нейтронов максимальна примерно на середине толщины БО.

Рис. 14. Относительное распределение среднего энерговыделения в топливном сердечнике ТВС по диаметру в медианной плоскости активной зоны (а. з.) сборки ФС-1-5 при двух крайних положениях РО СУЗ: 1 — вертикальная ось а. з.; 2 — канал для стержней безопасности (без воды и стержней безопасности). Маркеры — экспериментальные точки: • — КЦ2 выключен;

— КЦ2 включен [26]

Исследования водородного эффекта реактивности. Выполненные результаты исследований для рассматриваемого класса ТРП с объемом а. з. 80…200 л показали, что величина ВЭР составляет 10–20%. Для ФС-1-5 был определен этот эффект в зависимости от уровня воды в межканальном пространстве а. з., положения РО СУЗ и наличия в центральном канале СБ. На рис. 15 [26] приведена зависимость ВЭР от уровня воды в а. з. для двух крайних положений РО СУЗ. Результаты исследований показали существенную зависимость ВЭР от положения РО СУЗ и практическую независимость от наличия СБ.

Рис. 15. Зависимость водородного эффекта реактивности (ВЭР) от уровня воды в межканальном пространстве бака активной зоны критической сборки ФС-1-5 без стержней безопасности: — РО СУЗ в положении «верх» (расчет); — то же в положении «низ» (расчет); • — РО СУЗ в положении «верх» (эксперимент); ▲ — то же в положении «низ» (эксперимент) [26]

Исследования эффективности СБ показали, что она практически не зависит от уровня воды в а. з. В то же время наблюдается тенденция к увеличению эффективности СБ при перемещении к а. з. поглощающих нейтроны материалов РО СУЗ.

экспериментальные нейтронно-физические исследования возможности работы лазеров с несамостоятельным разрядом в термоэмиссионном реакторе-преобразователе на быстрых нейтронах

Анализ возможных областей применения межорбитального буксира на основе термоэмиссионной ЯЭУ субмегаваттной мощности [1] показал эффективность его использования для очистки околоземного космоса от так называемого «мусора», в т. ч. от отработавших КА на ГСО [44] и «мелкого мусора» на орбитах 800–2 000 км [45]. Высокоэнергетические космические системы могут решать последнюю проблему кардинальным способом — испарением мелких частиц. В качестве такой системы может быть рассмотрен предложенный в работе [45] КА с ЯЭУ как источником энергии, лазерной системой — как устройством передачи энергии частице и ЭРДУ — как средством передвижения такого КА. Также была рассмотрена возможность решения этой проблемы с помощью ЯЭУ с ТРП, генерирующей как электрическую энергию, так и лазерное излучение (на основе лазеров с комбинированной накачкой — ядерной и электрической) [46].

В лазерах с комбинированной накачкой ионизирующее излучение реактора используется для создания плазмы и стабилизации разряда, а сам процесс накачки лазерно-активной среды осуществляется несамостоятельным электрическим разрядом. Поэтому работа таких лазеров по многим параметрам зависит от характеристик поля излучения ядерного реактора. В то же время размещение лазеров непосредственно в ТРП повлияет и на его характеристики.

Выполненный под руководством Г.А. Ба-тырбекова анализ результатов исследований различных электроионизационных и электроразрядных лазеров в поле реакторного излучения позволил сформулировать требования к ядерному реактору, которые сводятся к следующему [47]:

• •    значение плотности потока тепловых нейтронов в местах расположения лазерных каналов (ЛК) должно составлять более 5·10¹² см^–2 с^–1;

• •    распределение плотности потока тепловых нейтронов по диаметру и высоте ЛК должно быть, по возможности, выровненным ( k_r и k_z примерно равны 1);

• •    влияние органов регулирования реактора на параметры нейтронного поля в ЛК должно быть минимальным;

• •    реактор должен обладать достаточным запасом реактивности для компенсации влияния лазерных устройств с изотопным газом ³Не в составе рабочей газовой смеси.

Как показано в работе [47], в наибольшей степени удовлетворяют этим требованиям ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим бериллиевым БО. Компактная а. з. такого ТРП в совокупности с замедляющим БО позволяет получать в БО плотности потока тепловых нейтронов (1012–1013 см–2с–1). При электрической мощности ТРП 500–750 кВт выходная мощность лазерного излучения может составлять ~100 кВт.

С целью обоснования возможности использования подобного типа ТРП для создания комбинированных ЯЭУ и получения исходных данных для дальнейших расчетных исследований и проектных разработок на КСб стенда ФС-1, моделирующих а. з. рассматриваемого класса ТРП, были проведены три этапа нейтронно-физических экспериментов. На первом этапе исследовалась исходная (ранее хорошо изученная) КСб, в которой имитаторы ЛК располагались непосредственно в БО. На втором и третьем этапах исследований изучались НФХ КСб с увеличенными размерами БО за счет наращивания его толщины водородсодержащим материалом или бериллием.

Программа экспериментальных исследований предусматривала:

• •    выбор места и организацию полостей для размещения имитаторов ЛК;

• •    изучение эффектов реактивности от имитаторов;

• •    измерение распределения энерговыделения по сечению а. з.;

• •    исследование спектральных характеристик нейтронов и распределений плотности потока в местах размещения ЛК;

• •    оценку влияния органов регулирования на распределение плотности потока нейтронов в ЛК.

Картограмма загрузки исходной КСб представлена на рис. 16. Активная зона образована из двух секторов, собранных из идентичных ТВС. Различие секторов состоит в компоновке ТВС в пакеты или модули. Боковой отражатель имел эффективную толщину 14 см и был собран из шестигранных бериллиевых блоков.

Рис. 16. Картограмма загрузки активной зоны: АЗ — аварийная защита; АР — автоматический регулятор; КЦ — компенсационный цилиндр; ЛК — лазерный канал;

РР — ручной регулятор [47]

Рассматриваемые ТРП разрабатывались только для генерирования электрической энергии, и их конструкции не были приспособлены для размещения лазерных устройств. На исходной КСб экспериментально было установлено, что размещение в БО шести имитаторов лазерных каналов (сечением 25 см² каждый) приводит к потере реактивности на величину (7–8)% k _эф , что делает критсборку подкритичной. Кроме того, образование полостей в бериллиевом БО вызывает падение плотности потока тепловых и замедляющихся нейтронов до величины, близкой к пороговой, и становится ниже при повороте к а. з. ПН РО СУЗ. Полученные результаты стали основой для дальнейших исследований, направленных на оптимизацию конструкции и характеристик реактора, имеющего в своем составе ЛК. При этом рассматривались два основных подхода:

• •    создание дополнительного БО из гидридов металлов;

• •    увеличение толщины существующего БО с помощью бериллиевых шестигранников.

Поскольку рассматриваемый ТРП является высокотемпературным, в качестве водородсодержащего материала отражателя могут быть использованы только гидриды металлов, например, гидрид иттрия или циркония. В экспериментах на критсборке гидриды металлов моделировались оргстеклом, так как ядерная концентрация водорода в обоих случаях практически одинакова. Экспериментальное значение увеличения kэф за счет создания окружающего критсбор-ку дополнительного отражателя толщиной 150 мм составило величину 2,5%.

В результате исследований критсборки с дополнительным БО получены следующие основные результаты (нормированные на тепловую мощность ТРП 10 МВт):

• •    плотность потока тепловых нейтронов в ЛК не ниже (2,3±0,3) · 10¹³ см^–2с^–1;

• •    кадмиевое отношение по изотопу ³Не равно 14,0±1,0;

• •    усредненная по объему ЛК скорость процессов ³Не( п , р )³Н составляет (1,7±0,3) · 10¹² см^–2с^–1 (при давлении ³Не в лазерном канале 1 атм);

Распределение плотности потока тепловых нейтронов по радиусу отражателя по ЛК представлено на рис. 17. Здесь же сплошной линией представлен результат расчета S_n -методом с использованием комплекса программ НФ-6.

Рис. 17. Радиальное распределение плотности потока тепловых нейтронов по бериллиевому отражателю без лазерного канала (■ ) и с лазерным каналом (■ )

Примечание. Маркеры — эксперимент, линии — расчет [47].

Основные результаты исследований КС с бериллиевым БО толщиной 24 см (нормированные на мощность реактора 10 МВт) сводятся к следующему:

• •    плотность потока тепловых нейтронов в ЛК составляет Ф _т = (1,4±0,5) · 10¹³ см^–2с^–1;

• •    кадмиевое отношение для ³Не 5,3+0,3;

• •    введение органов регулирования уменьшает плотность потока тепловых нейтронов в ЛК не более чем на 20%;

• •    коэффициент неравномерности плотности потока тепловых нейтронов по толщине ЛК K_r = 1,15, а по высоте K_z = 1,12;

• •    реактивность, внесенная увеличением толщины отражателя, составила не менее

(2,6±0,2)%, что с избытком компенсирует уменьшение реактивности КС от размещения 12 ЛК;

• •    органы СУЗ после создания дополнительного БО и размещения ЛК сохраняют свою эффективность;

• •    не вносится заметного влияния на распределение энерговыделения активной зоны.

По результатам экспериментальных нейтронно-физических исследований условий работы лазеров с комбинированной накачкой в составе ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем в работе [47] сделаны следующие выводы:

• •    в выбранном классе ТРП можно создать плотность потока нейтронов с характеристиками, достаточными для работы лазеров с несамостоятельным разрядом. При этом в БО ТРП можно разместить 12 лазеров общим объемом ~18 л. Необходимая для работы лазеров тепловая мощность реактора должна составлять 6–10 МВт;

• •    лазеры не оказывают существенного влияния на характеристики активной зоны ТРП благодаря созданию дополнительного БО, материалом которого может быть как бериллий, так и гидриды металлов;

• •    расчеты с использованием комплексов программ ММК-22 и НФ-6 достаточно хорошо согласовываются с экспериментальными результатами, что позволяет рекомендовать их для проведения дальнейших оптимизационных исследований.

выводы

• 1.    Выполнен аналитический обзор опубликованных работ по экспериментальному и, частично, расчетнотеоретическому исследованию нейтроннофизических характеристик критических сборок, моделирующих по геометрии и составу материалов термоэмиссионные реакторы-преобразователи на быстрых нейтронах.

• 2.    Для экспериментальных исследований были разработаны два типа критических сборок — исследовательские и полномасштабные образцы ТРП на быстрых нейтронах.

• 3.    Результаты исследований радиального распределения энерговыделения показали, что размещение поглощающих экранов на границе активной зоны с боковым отражателем является наиболее приемлемым способом выравнивания

• 4.    Показано, что ядерно-физическое выравнивание аксиального распределения энерговыделения малоэффективно, и рекомендовано геометрическое профилирование изменением длин элементов в многоэлементном ЭГК.

• 5.    Экспериментальные измерения микроструктуры энерговыделения по сечению топливных сердечников показали, что распределение энерговыделения по сечению равномерное в центральных сборках и существенно неравномерное в сборках на границе активной зоны с боковым отражателем, что необходимо учитывать при оценке ресурса таких сборок.

• 6.    Анализ результатов экспериментов и расчетов эффективности бокового отражателя с рабочими органами СУЗ показал, что для исследуемой критической сборки с объемом активной зоны ~200 л, являющейся полномасштабным нейтроннофизическим прототипом ТРП на быстрых нейтронах по литий-ниобиевой технологии, эффективность системы из двенадцати расположенных в боковом отражателе рабочих органов СУЗ является значительной по величине и составляет 10,7%. Введение двенадцати РО СУЗ в реактор переводит его в глубоко подкритическое состояние ( k _эф < 0,9).

• 7.    Эксперименты показали сокращение модульной сборки ТРП примерно на порядок относительно традиционной схемы сборки из отдельных ЭГК. При этом на всех этапах модульной сборки реактор остается в безопасном подкритическом состоянии (эффективный коэффициент размножения нейтронов k эф < 0,99).

• 8.    В результате экспериментов на ФС-1-5, моделирующей ТРП с гомогенной (не модульной) активной зоной, исследованы НФХ при наличии вертикального отверстия в активной зоне для размещения стержня безопасности, а также обоснована эффективность стержней безопасности при моделировании наиболее опасной аварии (заполнение активной зоны водой).

• 9.    По результатам экспериментальных нейтронно-физических исследований условий работы лазеров с комбинированной

радиального энерговыделения и подавления локального всплеска энерговыделения в топливных сердечниках периферийных ЭГК, однако — с учетом приемлемых величин по потере реактивности и уменьшения эффективности РО СУЗ.

накачкой в составе ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем показана возможность создания плотности потока нейтронов с характеристиками, достаточными для работы лазеров с несамостоятельным разрядом. При этом лазеры не оказывают существенного влияния на характеристики активной зоны ТРП благодаря созданию дополнительного замедляющего бокового отражателя.