автореферат диссертации по энергетическому, металлургическому и химическому машиностроению, 05.04.11, диссертация на тему:Расчетно-экспериментальные исследования переноса нейтронов и гамма-квантов в обоснование компоновочных решений, конструкции и технологии демонтажа оборудования ядерных энергетических установок

ВСЕРОССИИСКИИ НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИИ И ПРОЕКТНО-КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МАШИНОСТРОЕНИЯ

РГ8 ОД (внииам)

' з

на правах рукописи

ЕГОРОВ Александр Леонидович

РАСЧЕТНО-ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ПЕРЕНОСА НЕЙТРОНОВ И ГАММА-КВАНТОВ В ОБОСНОВАНИЕ КОМПОНОВОЧНЫХ РЕШЕНИЙ, КОНСТРУКЦИИ И ТЕХНОЛОГИИ ДЕМОНТАЖА ОБОРУДОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК

Специальность: 05.04.11 - Атомное реакторостроение, машины, агрегаты и технология материалов атомной промышленности

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва - 1994

Работа выполнена во Всероссийском научно-исследовательском и проектно конструкторском институте Атомного энергетического машиностроения.

Научный руководитель Официальные оппоненты

Ведущая организация

доктор технических наук Б.К.Былкин

доктор технических наук

В.П.Жарков

доктор технических наук

Е.И.Ефимов

Опытное Конструкторское Бюро (ОКБ "Гидропресс")

Защита диссертации состоится " 2 ¡А/А А_ 1994г. в часов н

заседании специализированного ученого совета Д 145.02.01 при Всероссийском научно исследовательском и проектно-конструкторском институте Атомного энергетическог машиностроения по адресу: 125171, Москва, ул. Космонавта Волкова, 6а.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеки института.

Автореферат разослан "ЛИ. " йь-Аи^-Я 1994г.

Ученый секретарь специализированного совета кандидат технических наук

Е.К.Безруков

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы. Важность и необходимость достоверного прогноза радиационной обстановки на всех этапах жизненного цикла ЯЭУ подтверждается опытом эксплуатации предприятий ядерной энергетики у нас в стране и за рубежом. На этапе проектирования информация о пространственно-энергетическом распределении ППН и у-квантов имеет важное значение для принятия корректных конструкторских решений. Знание радиационной обстановки, в которой предстоит работать оборудованию, позволяет также определять его ресурсные возможности и пути модернизации. На заключительной стадии эксплуатации ЯЭУ данная информация позволяет спрогнозировать объем РАО, являющийся важной исходной составляющей для разработки мероприятий, связанных с выводом из эксплуатации.

На разработку расчетного инструмента, позволяющего получать подобного вида прогнозы, и направлена данная работа.

Целью диссертационной работы являются расчетно-экспериментальные исследования переноса нейтронов и у-квантов в обоснование компоновочных решений, конструкции и технологии демонтажа оборудования ядерных энергетических установок.

В работе решены следующие задачи.

Выполнен комплекс расчетно-экспериментальных исследований, в результате которых получен ряд новых методов, расчетных и экспериментальных данных. Собраны в единый комплекс расчетные программы и библиотеки нейтронно-физических констант, нашедшие широкое применение в практике научно-исследовательских расчетов. Вычислительный инструмент адаптирован для работы на отечественных ЭВМ серии ЕС и IBM совместимых персональных компьютерах и доведен до практически завершенной стадии. Разработана, обоснована и на практике подтверждена приме-

нимость вычислительного инструмента для инженерных расчетов конструкции радиационной защиты ВТГР, на основе которой спроектирована радиационная защит; реактора ВГР-50. Получены пространственно-энергетические распределени) нейтронов и у-квантов в элементах конструкций радиационной защиты реакторо! ВГР-50, ВВЭР-500, ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Подтверждены расчетным путел возможные конструкторские решения, направленные на снижение величины флюенс, быстрых нейтронов на прочный корпус реактора. Дан прогноз радиационно! обстановки в районе патрубков реактора ВВЭР-1000 при модернизацш биологической защиты в этой части установки. Проведены расчетные исследованю радиационной обстановки на блоке 1 Армянской АЭС после вывода его и: эксплуатации. Получены расчетные данные по радиационной обстановке npi демонтаже применительно к типовой конструкции реактора типа ВВЭР-440.

Научная новизна. Выполнен большой комплекс расчетно-экспериментальны: исследований, в результате которых получен ряд новых методов и экспериментальны: данных.

Собранные в единый комплекс программы и библиотеки нейтронно физических констант адаптированы для отечественных ЭВМ серии ЕС. Накопленные в процессе этой работы опыт позволил в короткие сроки осуществить перенос эти: программ на IBM совместимые персональные компьютеры и довести его до стадш практически завершенного вычислительного инструмента, позволяющего оперативно i с высокой степенью достоверности получать информацию по пространственно энергетическому распределению ППН и у-квантов.

Разработана методика расчета конструкции радиационной защиты модульноп высокотемпературного охлаждаемого гелием реактора.

Получены постранственно-энергетические распределения ППН и у-квантов в области, занимаемой реактором, конструкционными элементами и биологической защитой, применительно к реакторам типа ВТГР и ВВЭР.

Практическая ценность работы. Выполненный комплекс теоретических и экспериментальных исследований доведен до практической реализации при: разработке технического проекта первой отечественной энерготехнологической установки с ВТГР(ВГР-50); модернизации и реконструкции оборудования действующих и проектируемых блоков АЭС с ВВЭР; разработке и освоении контейнеров типа ТК-13М для транспортировки отработавших TBC; разработке техникоэкономических исследований и проведении комплексных инженерных обследований, включая радиационное обследование, на стадии снятия с эксплуатации блока N 1 и N 2 Армянской АЭС, блока N 2 НВАЭС и при разработке технологии демонтажа графитовой кладки блока N 1 БАЭС.

Вычислительный инструмент был внедрен в практику инженерных расчетов в ОКБ "Гидропресс", СКВ ПО "Ижорский завод", МИФИ, НТЦ ГАН и др. Автор защищает:

1. Адаптированный вычислительный инструмент, позволяющий получать пространственно-энергетические распределения ППН и у-квантов в элементах конструкций ЯЭУ.

2. Расчетно-экспериментальное обоснование применимости вычислительного инструмента для выбора конструкции радиационных защит реакторов типа ВТГР.

3. Результаты расчетных исследований пространственно-энергетических распределений ППН и у-квантов в ВКУ реактора ВГР-50.

4. Результаты расчетных исследований пространственно-энергетических распределена ППН и у-квантов в элементах конструкций серийного реактора ВВЭР-1000.

5. Результаты расчетных исследований пространственно-энергетических распределений ППН и гамма-квантов в ВКУ реактора ВВЭР-500(ВВЭР-440).

Апробация работы. Основные результаты работы докладывались нг Межотраслевых семинарах "Атомно-водородная энергетика и технология" (Москва ИАЭ им. И.В.Курчатова, 1981, 1983, 1985 гг), на Всесоюзных научны: конференциях по защите от ионизирующих излучений ядерно-технических установо* (Москва, МИФИ, 1978, Тбилиси, ТГУ, 1981, Томск, ТПИ, 1985г.; Протвино ИФВЭ, 1989г.), на Ежегодных научных конференциях Ядерного Общества (Москва 1991г., Санкт-Петербург, 1992г.) и др., опубликованы в 13 печатных трудах I использованы в 37 отчетах.

Структура диссертации. Работа состоит из разделов: Введения, 5 глав выводов, списка литературы 47 наименований, 55 таблиц, 66 рисунков.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Обоснование компоновочных решений, конструкций и демонтажг оборудования ЯЭУ предполагает определение расчетным путем пространственно-энергетического распределения ППН и у-квантов в области, занимаемой реактором конструкционными материалами и биологической защитой.

Для решения задач данного класса выполнен комплекс исследований пс разработке вычислительного инструмента, включающий анализ существующих методоЕ расчета, выбор и адаптация вычислительных программ и их апробация. Сред1 факторов, определяющих эффективность практического применения вычислительного

инструмента следует особо выделить достоверность и оперативность. Поэтому на всех этапах работы большое внимание уделялось обеспечению разумного баланса между требуемой точностью рассчитываемых величин и затратами машинного времени, а следовательно и оперативностью их получения.

В главе I проведен анализ существующих методов расчета поля нейтронного и у-излучений в защите для выбора наиболее подходящих для решения данного класса задач. В практике научных расчетов в последнее время доминирующее положение занимают программы, основанные на численном решении уравнения переноса: П-УФ(т,Е,С2) + Е(т,Е)-Ф(г,Е,П) = 1<Ю' I аЕ'-Ь(г,Е'-»Е,а'П)-Ф(г,Е\0') + я(г,Е) (1)

Наибольшее практическое применение нашли такие численные методы решения кинетического уравнения, как метод Монте-Карло и метод дискретных ординат.

Метод Монте-Карло или метод статистических испытаний позволяет описывать произвольную трехмерную композицию. Тем не менее на пути его применения имеется целый ряд существенных трудностей. Главные из них: большие затраты машинного времени в расчете характеристик поля излучения на значительных оптических расстояниях (ослабление более 3-х порядков) от источника излучения (активной зоны) для достижения приемлемой статистической погрешности результатов ( например, менее 20-30% ); возможность получения дифференциальных характеристик лишь в ограниченном числе точек (локальная оценка ) или же интегральных характеристик с меньшей погрешностью, но усредненных по значительному объему.

Метод дискретных ординат, реализующий численное решение кинетического уравнения переноса излучения позволяет получать дифференциальные характеристики во всем рассматриваемом объеме.

103.75

К программам, реализующим данный метод относятся такие известные коды как ANISN и DOT-3. Эти программы, оригинально разработанные для использования на ЭВМ IBM 360,370 были адаптированны для ЭВМ серии ЕС ( ЕС-1040 , ЕС-1045, ЕС-1055, ЕС-1060 ).

В дальнейшем при оснащении персональными компьютерами PC/AT 286, 386 и 486 эти коды были перенесены с ЕС и приспособлены автором для работы в среде NDP-FORTRAN и легли в основу предлагаемого вычислительного инструмента.

На тестовой задаче, геометрическая схема которой приведена на рис. 1, проведены проверка корректности адаптации и исследования влияния пространственно-угловой сетки на получаемое решение и время счета. Показана принципиальная возможность достижения определенной степени точности получаемых результатов в приемлемых для практических целей временных интервалах путем выбора пространственно-угловой сетки,

В главе II приводится расчетно-экспериментальное обоснование применимости вычислительного инструмента для прогнозирования полей нейтронов и гамма-квантов в защите реакторов типа ВТГР.

Z, от 130 120 11 □ 1ШГ эп во

7D ЕП 5П НП 30 20

10 □

н,п

хкхххххх

источи,

FE

R, от

ZD ЧП БП

Рис.1. Геометрия тестовой задачи.

Объект расчетно-экспериментального исследования в разделе 2.1 представлен макетом радиальной композиции защиты реакторной установки ВГР-50, размещенным в первом и втором экспериментальных отсеках откатного короба исследовательского реактора ИР-50.

В разделе 2.2 описан процесс отработки вычислительного инструмента применительно к рассматриваемому макету. Приводится принципиальная схема вычислительного комплекса. Полученное расчетным путем пространственное распределение источника нейтронов деления сравнивается с экспериментальными данными. Отмечается достаточно хорошее (в пределах 10-20% ) совпадение формы распределений.

Обосновывается выбор библиотек сечений взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с веществом. Исследуется изменение расчетных значений в зависимости от используемой геометрической апроксимации и обосновывается выбор -модели.

Рассмотрен критерий сходимости итерационного процесса применительно к данной материальной композиции с точки зрения оптимальности затраченного машинного времени и практически необходимой точности рассчитываемых величин.

В разделе 2.3 проведено сравнение расчетных и экспериментальных результатов. Для получения экспериментальных спектров в широком интервале энергий использовались наборы резонансных, трековых и пороговых детекторов. Прямым результатом таких измерений являются величины скоростей реакций. По этим данным проводили восстановление спектров по различным методикам, применение которых вносит дополнительную погрешность. В расчетах результаты получены в виде групповых ППН, которые могут быть пересчитаны к скоростям реакций. Сравнение расчетных и экспериментальных результатов проведено двумя способами. Во-первых, сравнивались расчетные и измеренные скорости реакций, а во-вторых - расчетные и измеренные спектры. Последние, как было сказано выше,

получали различными методами восстановления. Расчетные и экспериментальные спектры нейтронов для трех точек по толщине макета (NT1- на поверхности макета, NT6 - за слоем графита 54.2 см и NT8 - за слоем стали 16.4 см) приведены на рис.2.

Приведеное сравнение как с первичной экспериментальной информацией (активность детекторов), так и вторичной - спектры, восстановленные по активностям детекторов, обеспечивает более полное представление о рассматриваемых полях.

В быстрой энергетической области (Е > 0.5 МэВ) по всему пространству превышение расчета в среднем не более 30%. В промежуточной энергетической области (1 эВ-100 кэВ) картина весьма сложная и разнообразная. Имеют место отдельные точки, где отношение расчет-эксперимент достигает 2-3 раз. Для тепловых нейтронов различие результатов составляет в среднем ±30%, т.е. имеет место и завышение и занижение в расчетах. Для у-квантов расчетная погрешность совпадает с погрешностью расчета тепловых нейтронов.

Э ¥

NT 1

ю"8 ю-7 ю-* ю-5

10 10

j-П -расчет иосстанопление:

ю ю ю

JHVptMM нонгронин, MiB

- метод вычитания вклада 1Ы - - по программе

Рис.2. Дифференциальная энергетическая плотность потока нейтронов.

В главе III приведены расчетные исследования полей нейтронов и у-квантов в защите реакторов на этапе проектирования.

В разделе 3.1 рассмотрены результаты практического применения вычислительного инструмента для получения характеристик излучения в реакторе ВГР-50. Приводяться поля нейтронов в шахтном объеме. Анализ результатов расчетов в R-Z геометрии позволяет определить основные каналы утечки излучения и эффект снижения плотности потока тепловых нейтронов на наружней поверхности корпуса при введении бора и его соединений в состав закладной защиты.

Детальный анализ характеристик поля излучения, полученных из R-Z расчетов, может выявить недоработки конструкции и подсказать необходимые ее модификации.

Полученные двумерные характеристики поля послужили исходной информацией для расчета переноса излучения на элементы конструкции установки, не включенные в расчетную модель ( например, в боксы парогенераторов, на привода СУЗ и т.д.)

Сложная конфигурация активной зоны и кладки бокового и нижнего отражателей реактора установки ВГР-50 потребовала решения задачи о переносе излучения в среде в условиях трехмерной геометрии. Для этого была использована методика, основанная на комбинации двух двумерных (R-Z и R-9) и одномерного ( в цилиндрической геометрии ) расчетов:

Ф( R,e,Z )=Ф( R,e )-Ф( R,Z )/Ф( R )=Ф( R,e )-К( R.Z ), (2)

На основании расчетных данных были получены максимальные абсолютные значения ППН и флюенса нейтронов за срок службы при работе реактора на номинальной мощности ( по 7000 ч. в год ) на основные элементы конструкции: - основной металл корпуса ( Т=30 лет, Е>0.5 Мэв) - 10^ н/см^

- графит цилиндрической части:

бокового отражателя ( Т=15 лет, Е>0.18 Мэв) -7.2-1021 н/см'' графит пилонов ( Т=15 лет, Е>0.18 Мэв) -1.7-1022 н/см1

Полученные данные были использованы для оценки радиационшм стойкости основного металла корпуса реактора и прочности графита кладки с учетол нейтронного облучения. Погрешность определения указанных величин не превышав-

20-30%.

В разделе 3.2 приведены результаты расчетных исследований поле!

нейтронного и гамма-излучений в элемента« конструкций реактора ВВЭР-500

Приведены достаточно подробно исходные данные и схемы расчета.

В результате проведенного расчетного иследования получены характеристик!

поля быстрых нейтронов, необходимые для оценки радиационного поврежденш

основного металла корпуса реактора и его сварных швов: плотность потока, флюенс

их пространственно-энергетическое распределение в корпусе и зоне расположения ОС

а также во внутрикорпусных устройствах.

Максимальные абсолютные значения флюенса нейтронов с энергиями вьшп

0.5 МэВ и 1.0 МэВ для основного металла корпуса за 40 лет работы на номинально!

мощности (по 7000 часов в год) равны, соответственно, 2.7"10^нейтр./см^ 1 20 2

1.8'Ю нейтр./см . Максимальные абсолютные значения ППН в образцах 12 . 2

свидетелях равны 3.4*10 нейтр./см с для нейтронов с энергией выше 0.5 МэВ I 12 . 2

1.8*10 нейтр./см с для нейтронов с энергией выше 1.0 МэВ. Максимальны!

2

абсолютные значения флюенса нейтронов (нейтр./см ) с энергиями выше 0.5 МэВ I

1.0 МэВ в элементах ВКУ за 40 лет работы равны, соответственно:

22 22

на внутренней поверхности выгородки - 3.3*10 и 2.3*10 ;

22 22

на внутренней поверхности корзины - 2.7*10 и 1.8*10 ;

22 22

на внутренней поверхности шахты - 1.1*10 и 6.5*10

Полученная информация о максимальных значениях флюенса нейтронов с энергией выше 0.5 МэВ позволила обосновать радиационную хрупкость реактора.

В разделе 3.3 рассмотрен вариант снижения флюенса быстрых нейтронов за счет установки на периферию активной зоны выгоревших кассет. Максимальные абсолютные значения флюенса нейтронов с энергиями выше 0.5 МэВ и 1.0 МэВ для основного металла корпуса за 40 лет работы на номинальной мощности (по 7000 часов в год) в этом случае снижаются до, соответственно, 2.2*10^нейтр./см^ и 1.4*10^нейтр./см^ , что составляет ~ 20-30 %.

Расчетные исследования полей нейтронов и у-квантов при модернизации оборудования действующих АЭС с использованием предлагаемого вычислительного инструмента представлены в главе IV.

В разделе 4.1 исследовано влияние водяного зазора между активной зоной и граненой выгородкой на величину флюенса быстрых нейтронов на внутренней поверхности корпуса реактора ВВЭР-1000. Номинальный зазор между выгородкой и активной зоной составляет 5=4 мм, однако, из-за допусков на неточности при изготовлении выгородки и других внутрикорпусных устройств и тепловыделяющих стержней номинальный зазор может быть не выдержан. Результаты расчетного исследования показывают, что увеличение толщины водяного зазора от номинального значения 5=4 до 5=15 мм приведет к росту максимальной величины ППН и, соответственно, флюенса нейтронов с энергией выше 0.5 Мэв на корпус серийного реактора ВВЭР-1000 на 8-12% . Приведенные результаты необходимо учитывать

при принятии решения о допустимости тех или иных технологических отклонений при изготовлении ВКУ.

В разделах 4.2 и 4.3 рассмотрены два способа снижения флюенса нейтронов на корпус реактора ВВЭР-1000.

В первом предлагается размещение специальных защитных экранов из гидрида титана на внешней поверхности внутрикорпусной шахты и (или) на внешней поверхности выгородки. Проведенные исследования показывают, что максимальное азимутальное значение ППН с энергией выше 0.55 МэВ на корпус при установке экрана в шахте снижается примерно на 8%, в то время, как постановка защитного экрана из гидрида титана в выгородку (даже меньшей толщины) приводит к снижению ППН с Е>0.55 МэВ на корпус на 14%.

Сущность второго варианта состоит в загрузке 12-ти свежих TBC в центр A3 и соответствующей установки выгоревших TBC, простоявших один год в A3, на периферию. Местоположение выгоревших TBC выбиралось из соображения того, что эти сборки располагаются в местах, наиболее приближенных к внутренней поверхности корпуса реактора. Сравнение предлагаемой загрузки со штатной показывает, что при таком варианте возможно 10-15% снижение величины флюенса в области максимума и примерно такое же увеличение в области минимума.

В разделе 4.4 рассмотрены два варианта контейнеров с ОС и предполагаемое пространственное их размещение на корпусе реактора ВВЭР-1000. Полученные пространственно-энергетические распределения ППН по объему ОС и на корпусе показали возможный рост флюенса из-за замещения воды материалами контейнерной сборки (в основном сталью). В следствии этого предпочтение следует предоставить контейнеру с меньшей толщиной, хотя и в этом случае наблюдается локальный 12% рост флюенса.

В разделе 4.5 приведено расчетное сравнение эффективности биологической защиты зоны патрубков для двух вариантов ее исполнения применительно к серийному реактору ВВЭР-1000. Предложенный ОКБ ПО "ИЗ" совместно с ОКБ "ГП" вариант стационарной конструкции биотепловой защиты обеспечивает доступ к зоне патрубков корпуса реактора и трубопроводам Ду-850 в период их ревизии без проведения демонтажа и последующего монтажа блоков биозащиты и тепловой защиты, необходимого для штатной контструкции. Расчетный анализ показывает, что постановка усовершенствованной крупноблочной стационарной защиты в зоне главных патрубков не ухудшает радиационную обстановку в зоне возможного нахождения обслуживающего персонала ( район приводов ГЦН) по сравнению со штатной защитой серийного реактора. Реализация усовершенствованной крупноблочной защиты позволит, во-первых, значительно улучшить условия работы персонала ( экономия коллективной дозы облучения, по опыту пуска 5 блока НВАЭС, составит до 200 чел.-бэр в год на блок) и во-вторых, значительно сокращается продолжительность операций по контролю состояния металла, что приводит к сокращению продолжительности планово-предупредительного ремонта блока.

В разделе 4.6 исследуются распределения полей нейтронов и энерговыделений в КК реактора ВВЭР-440. Загрузка на периферию активной зоны таких защитных кассет предполагает снижение радиационной нагрузки на корпус реактора с одновременным использованием их в качестве экспериментальных каналов, предназначенных для проведения исследований параметров хрупкого разрушения на крупногабаритных образцах корпусных материалов. Как показали расчетные исследования, установка КК приведет к изменению азимутального положения максимума флюенса нейтронов в 30° секторе симметрии активной зоны с 9м=30° на 6м=13° и одновременному снижению абсолютной величины в «3 раза (с 2.0-2.5-1020 до 7.0-8.0-1019).

В главе V приведены результаты расчетных исследований радиационной обстановки при демонтаже оборудования на стадии снятия АЭС с эксплуатации. Разработка требований по обеспечению радиационной безопасности при демонтаже высокорадиоактивного оборудования АС базируется в основном на достоверном определении распределений источников активационного у-излучения. Вычислительный инструмент, предложенный автором в данной работе способен решать такие задачи.

В разделе 5.1 описаны дополнения вычислительного инструмента рядом вспомогательных модулей, расширяющих расчетные возможности для непосредственного определения распределений наведенной активности и мощности дозы. Используя в качестве исходной информации пространственно-энергетические распределения ППН, дозиметрические файлы 1РЮГ-90, временные характеристики облучения и данные по ядерному составу конструкционных материалов эти вспомогательные программы позволяют получать поля наведенной активности как для отдельных радиоактивных нуклидов, так и для их совокупности.

В разделе 5.2 приведено расчетное исследование радиационной обстановки на 1 блоке Армянской АЭС. На рис. 3 приведены данные по пространственному распределению удельной активности по толщине различных компонентов от

границы активной зоны до строительного бетона включительно в горизонтальной центральной плоскости и мощности поглощенной дозы в серпентинитовом бетоне. Сравнение последнего распределения с экспериментальными данными показывает достаточно хорошее совпадение как формы, так и абсолютных значений.

В разделе 5.3 дан прогноз радиационной обстановки при демонтаже применительно к типовой конструкции реактора ВВЭР-440(В-230) для времени выдержки >2 лет, при котором основным радионуклидом, определяющим активацию

металлоконструкций 1-го контура и дозовую нагрузку является 60Со. Приведены пространственные распределения плотности потока нейтронов, наведенной активности и мощности доз на основных элементах ВКУ реактора и бетонной защиты. Полученные результаты использованы при разработке стратегии и технологии демонтажа оборудования 1-го контура 1 и 2 блоков НВАЭС и Армянской АЭС на стадии выполнения ТЭИ снятия их с эксплуатации.

% 10 | Ю 1

8

'I' I Г| I I 1 I > I I I I I

240 230

Радиус А;ск

Рис. 3. Пространственное распределение удельной активности, наведенной по реакции 59Со(п,у)60Со , и мощности поглощенной дозы в серпентинитовом бетоне блока 1 Армянской АЭС для времени выдержки 2 года.

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ И ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ИССЛЕДОВАНИЙ

1. Выполнен комплекс расчетно-экспериментальных исследований, в результате которых получен ряд новых методов, расчетных и экспериментальных данных.

2. Собраны в единый комплекс расчетные программы и библиотеки нейтронно-физических констант, нашедшие широкое применение в практике научно-исследовательских расчетов. Вычислительный инструмент адаптирован для работы на отечественных ЭВМ серии ЕС и IBM совместимых персональных компьютерах и доведен до практически завершенной стадии.

3. Разработана, обоснована и на практике подтверждена применимость вычислительного инструмента для инженерных расчетов конструкций радиационной защиты ВТГР, на основе которой спроектирована радиационная защита реактора

ВГР-50.

4. Накопленный в процессе работы опыт позволил перевести вычислительный инструмент из области сугубо научного применения в область практики для оперативного и достоверного прогнозирования пространственно-энергетических распределений нейтронов и гамма-квантов на всех стадиях жизненного цикла ЯЭУ: проектирования, эксплуатации и снятия с эксплуатации.

5. Получены пространственно-энергетические распределения нейтронов и гамма-квантов в элементах конструкций радиационной защиты реакторов ВГР-50 и ВВЭР-500. На этапе проектирования эта информация имеет важное значение для принятия корректных конструкторских решений.

6. Получены пространственно-энергетические распределения нейтронов и гамма-квантов в элементах конструкций радиационной защиты серийных реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440. Подтверждены расчетным путем возможные конструкторские решения, направленные на снижение величины флюенса быстрых нейтронов на прочный корпус реактора. Дан прогноз радиационной обстановки в районе патрубков реактора ВВЭР-1000 при модернизации биологической защиты в этой части установки.

7. Проведены расчетные исследования радиационной обстановки на блоке 1 Армянской АЭС после вывода его из эксплуатации. Имеющее место совпадение расчетных и экспериментальных значений мощности дозы в канале в серпентинитовом бетоне является дополнительным подтверждением достоверности полученной информации.

8. Получены расчетные данные по радиационной обстановке при демонтаже применительно к типовой конструкции реактора типа ВВЭР-440 после 40 лет эксплуатации и двухгодичного срока выдержки.

9. Выполненный в диссертации комплекс расчетно-экспериментальных исследований, разработанные методы и подходы, полученные результаты и рекомендации использованы:

- при разработке конструкции радиационной защиты на стадии проекта первой отечественной ЯЭУ с ВТГР - реактора ВГР-50, а также для выбора конструкции реактора при становлении концепции ВТГР в России;

- при модернизации и реконструкции оборудования действующих и проектируемых энергоблоков АЭС с ВВЭР. Результаты этих разработок внедрены на ПО "Ижорский завод" при изготовлении реакторного оборудования энергоблоков АЭС, а так же при проектировании транспортного контейнера типа ТК-13М;

- при проведении комплексных инженерных обследований, включая радиационные, на стадии снятия с эксплуатации блоков 1 и 2 Армянской АЭС и блока 2 НВАЭС, а также при разработке технических предложений на демонтаж реактора блока 1

БАЭС.

10. Внедрение и реализация обоснованных в диссертации методов и рекомендаций по расчету пространственно-энергетических распределений нейтронов и у-кван-тов в элементах конструкций ЯЭУ применительно к реакторам ВТГР (модульного типа и малой мощности для энергообеспечения районов Крайнего Севера), ВВЭР, РБМК и ACT с целью повышения радиационной стойкости оборудования и радиационной безопасности персонала на всех стадиях жизненного цикла ЯЭУ имеет важное народнохозяйственное значение.

11. Вычислительный инструмент внедрен в практику инженерных расчетов во ВНИИАМ, ОКБ "Гидропресс", СКБ ПО "Ижорский завод", НТЦ ГАН и других проектных организациях.

Основные положения диссертации опубликованы в работах:

1. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Расчет полей излучений в установке с гозоохлаждаемым реактором ВГР-50. 3-я Всес. научн. конф. по защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г. Тбилиси,

1981г.

2. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.А. и др. О некоторых характеристика» поля нейтронов вне активной зоны серийного реактора ВВЭР-1000. 3-я Всес. научн, конф. по защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г, Тбилиси, 1981г.

3. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Расчетное исследование характеристик поля нейтронов и гамма-квантов в шахтном объеме установки с реактором ВГР-50. ВАНТ. Сер.: атомно-водородная энергетика и технология. Выпуск 1(17). 1984г.

4. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Расчетно-экспериментальное исследование характеристик макета защиты. 4-я Всес, научн. конф. по защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г. Томск, 1985г.

5. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Характеристики поля п , гамма-излучений в защите реактора ВГР-50. 4-я Всес. научн. конф. по защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г. Томск, 1985г.

6. Былкин Б.К., Егоров А.Л., Сафонов В.И. и др. Влияние технологических отклонений при монтаже выгородки на величину флюенса нейтронов на корпус серийного реактора ВВЭР-1000. 4-я Всес. научн. конф. по защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г. Томск, 1985г.

7. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Характеристики поля нейтронного излучения в защите реактора ВГР-50. ВАНТ. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. Выпуск 4 , 1986г.

8. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Расчетно-экспериментальное исследование характеристик макета защиты. ВАНТ. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов. Выпуск 4 , 1986г..

9. Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Влияние технологических отклонений при монтаже выгородки на флюенс нейтронов на корпус ВВЭР-1000. Радиационная безопасность и защита АЭС. Сборник статей. Выпуск 12, 1987г.

10. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Расчет пространственноп распределения тепловых нейтронов в макете защиты. ВАНТ. Сер.: Ядерная техник, и технология, вып.З, АВЭТ, 1989г.

И. Бродкин Э.Б., Былкин Б.К., Егоров А,Л. и др. Пути снижения плотности поток, быстрых нейтронов на корпус реактора типа ВВЭР. 5-я Всес. научн. конф. го защите от ионизир. излучений ядерно-технических установок. Тезисы докладов, г Протвино, 1989г.

12. Былкин Б.К., Довбенко А.А., Егоров А.Л. и др. Временные распределена наведенной активности РАО блока N 1 Армянской АЭС. 2 Всес. конф. ЯО СССР 1991г. Тезисы докладов.

13. Былкин Б.К., Егоров А.Л. и др. Комплексное обследование 1-го энергоблока Армянской АЭС после прекращения эксплуатации. Атомная энергия, 1992, т.22,

вып. 4, с.345

ОСНОВНЫЕ ОБОЗНАЧЕНИЯ:

Ф(1,Е,0) - дифференциальная ППН в точке г с анергией Е и направлением движения С2; Е(г,Е) - полное макроскопическое сечение взаимодействия нейтронов энергии Е ; ЕвОг.Е'—>Е,С2'0) - дифференциальное сечение рассеяния нейтронов ядрами среды, при котором нейтрон с энергией Е\ имеющий направление движения О', рассеивается в элемент телесного угла <Ю вблизи направления П, приобретая при этом энергию Е; С2'П=Ц8=соз9з - косинус угла рассеяния нейтронов 9з;

ч(г,Е) - плотность источников нейтронов, обусловленных делением ядер.

Ф( ), Ф( R,Z ) и Ф( ) - ППН, расчитанные, соответственно, в Я-Э, R-Z и R-

геометриях.

Список принятых сокращений

АС - атомная станция

АЭС - атомная электрическая станция

ЯЭУ - ядерная энергетическая установка

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор

ВТГР - высокотемпературный охлаждаемый гелием реактор с графитовым

замедлителем

ВКУ - внутрикорпусные устройства

РАО - радиоактивные отходы

ППН - плотность потока нейтронов

TBC - тепловыделяющая сборка

ОС - образцы-свидетели

К.К. - кассета-канал