Управление критичностью реакторной установки ВТГР с композитным дисперсионным ядерным топливом

Abstract

В результате исследования проведён нейтронно-физический расчёт, подобран наиболее эффективный материал в качестве основной защиты реакторной установки в системах управления и защиты реактора, рассмотрено два варианта размещения компенсирующих стержней в ядерном реакторе, проведен расчет веса стержня в центральной части активной зоны различной толщины, рассмотрено применение выгорающего поглотителя в виде покрытия тонкого слоя на поверхность топливной таблетки, проведена оценка оптимального расстояния между органами СУЗ, рассмотрена возможности применения BF3 в качестве дополнительной аварийной защиты ВТГР, на случай частичного или полного отказа работы аварийной защиты.

As a result of the research, a neutron-physical calculation was carried out, the most effective material was selected as the main protection of the reactor plant in the reactor control and protection systems, two options for placing compensating rods in a nuclear reactor were considered, the weight of the rod in the central part of the core of various thicknesses was calculated, and the application of burnable absorber in the form of a coating of a thin layer on the surface of the fuel pellet, an assessment of the optimal distance between the CPS elements was carried out, the possibility of using BF3 as an additional emergency protection of HTGR in the event of partial or complete failure of the emergency protection was considered.