Використання дослідницького реактора ВВР-М для теплопостачання

Abstract

В роботі розглянуто можливість теплопостачання Інституту ядерних досліджень та неподалік розташованих житлових будинків від реактора ВВР-М. Проведено тепло-гідравлічний, нейтронно-фізичний та економічний розрахунки двох варіантів активних зон з кільцевими та стрижневими ТВЕЛами. Проаналізовано можливість підвищення теплової потужності реактора до 40 МВт. В результаті розрахунку активної зони з кільцевими ТВЗ отримано, що завдяки високій теплопровідності ядерного палива (UAl) максимальна температура ядерного палива дорівнює 163 °С при допустимій 650 °С, але через нейтронно-фізичний розрахунок отримано, що кампанія такого реактора не перевищує тижня, що і співпадає з дійсністю. Використання ТВЗ з стержневими ТВЕЛами має кампанію приблизно рік, але температура палива досить висока 1950 °С. Таким чином для використання реактора ВВР-М для теплопостачання доцільно замінити тип ТВЗ. Гідравлічний розрахунок показав також необхідність заміни насосів при переході на стрижневі ТВЗ. Економічний розрахунок показав,що використання ВВР-М для теплопостачання при його потужності 40 МВт дозволить забезпечити опалення 95 п’яти поверхових будинків, що свідчить про доцільність подальших досліджень у цьому напрямку.

В работе рассмотрена возможность теплоснабжения Института ядерных исследований и недалеко расположенных жилых домов от реактора ВВР-М. Проведен тепло-гидравлический, нейтронно-физический и экономический расчеты двух вариантов активных зон с кольцевыми и стержневыми ТВЭЛами. Проанализирована возможность повышения тепловой мощности реактора до 40 МВт. В результате расчета активной зоны с кольцевыми ТВС получено, что благодаря высокой теплопроводности ядерного топлива (UAl) максимальная температура ядерного топлива равна 163 °С при допустимой 650° С, но из-за нейтронно-физический расчета получено, что кампания такого реактора не превышает недели, это соответствует действительности. Использование ТВС с стержневыми ТВЭЛами имеет кампанию около года, но температура топлива достаточно высока 1950 °С. Таким образом для использования реактора ВВР-М для теплоснабжения целесообразно заменить тип ТВС. Гидравлический расчет показал также необходимость замены насосов при переходе на стержневые ТВС. Экономический расчет показал, что использование ВВР-М для теплоснабжения при мощности 40МВт позволит обеспечить отопление 95 пяти этажных домов, что свидетельствует о целесообразности дальнейших исследований в этом направлении.

The paper considers the possibility of heat supply to the Institute for Nuclear Research and nearby residential buildings from the VVR-M reactor. Thermal-hydraulic, neutron-physical and economic calculations of two variants of the core with ring and rod fuel elements were carried out. The possibility of increasing the thermal power of the reactor up to 40 MWt is analyzed. As a result of the calculation of the core with ring fuel assemblies, it was found that due to the high thermal conductivity of nuclear fuel (UAl), the maximum temperature of nuclear fuel is 163 °C at an acceptable 650 °C, but due to the neutron-physical calculation it was found that the campaign of such a reactor does not exceed a week, this is true. The use of fuel assemblies with rod fuel elements has been on the campaign for about a year, but the fuel temperature is quite high 1950 °C. Thus, to use the VVR-M reactor for heat supply, it is advisable to replace the type of fuel assembly. Hydraulic calculation also showed the need to replace pumps during the transition to rod fuel assemblies. Economic calculation showed that the use of VVR-M for heat supply with a capacity of 40 MWt will allow heating of 95 five-story houses, which indicates the feasibility of further research in this direction.