автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Научно-методическое сопровождение эксплуатации исследовательского реактора на быстрых нейтронах

На правах рукописи УДК 621.039.5

Жемков Игорь Юрьевич

НАУЧНО-МЕТОДИЧЕСКОЕ СОПРОВОЖДЕНИЕ ЭКСПЛУАТАЦИИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Специальность: 05,14.03. Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

Автореферат диссертации на соискание ученой степени доктора технических наук

9 ОКТ 2014

Димитровград - 2014

005553092

Работа выполнена в Государственном научном центре Научно-исследовательском институте атомных реакторов

Научный консультант:

доктор технических наук, профессор Калыгин Владимир Валентинович

Официальные оппоненты:

доктор физико-математических наук,

главный научный сотрудник НИЦ

«Курчатовский институт» Зизин Михаил Николаевич

доктор технических наук, Генеральный директор

ОАО «ВНИИНМ» Иванов Валентин Борисович

доктор физико-математических наук, Начальник отдела научного руководителя

ИТЦП «Прорыв» Хомяков Юрий Сергеевич

Ведущая организация: Открытое акционерное общество «Ордена Ленина Научн исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени H.A. Доллежаля г. Москва.

Защита состоится «_»_2014г. на заседании диссертационного совета Д520.009.

в Национальном Исследовательском Центре «Курчатовский институт», 123182, t.Mocki пл. Курчатова 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке Национального Исследовательского Цент «Курчатовский институт».

Автореферат разослан «_»_2014г.

Учёный секретарь диссертационного совета

Мадеев В.Г.

Общая характеристика работы Актуальность. Определяющим условием устойчивого экономического развития страны является бесперебойное снабжение промышленности и населения энергией. Важная роль в решении этой задачи принадлежит ядерной энергетике (ЯЭ). В "Энергетической стратегии России на период до 2030 года" отмечена необходимость создания реакторов на быстрых нейтронах (РБН), а также продления срока эксплуатации действующих ядерных реакторов. Основная цель программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010-2015 годов и на перспективу до 2020 года» - это "разработка ядерных энерготехнологий нового поколения на базе РБН", "построение многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах МБИР" и "техническое перевооружение опытного реактора на быстрых нейтронах тепловой мощностью 60 МВт" (реактор БОР-бО), а также исключение "возможности снижения научного потенциала атомной энергетики Российской Федерации".

Решение столь масштабных и сложных задач возможно только с использованием исследовательских реакторов (ИР) и в первую очередь ИР с высокой плотностью потока (Рп) и "жестким" спектром нейтронов, в которых можно в наиболее полной мере моделировать условия эксплуатации РБН, проводить испытания конструкционных и топливных материалов, проверять и обосновывать новые технологические решения, верифицировать расчётные программы и модели. Одним из таких ИР является опытный реактор на быстрых нейтронах БОР-бО.

Однако исследовательский реактор не может быть полностью идентичным по своим параметрам энергетическому РБН. Поэтому для переноса результатов исследований, выполненных в ИР, необходимо обеспечить адекватное моделирование в ИР условий работы реальных и проектируемых реакторов, а также отдельных их элементов. Точное определение характеристик реактора и условий проведения экспериментальных исследований (ЭИ) является важной задачей, которая устанавливает достоверность и надежность получаемых результатов. Определение характеристик ИР осуществляется как экспериментальным, так и расчетным путем. Поэтому систематизация и анализ многолетнего опыта эксплуатации реактора БОР-бО, выполненных расчётно-экспериментальных исследований, повышения эффективности, продления срока эксплуатации и расширения экспериментальных возможностей реактора, проведения новых экспериментальных исследований, а также повышение надежности получаемых результатов является актуальной задачей.

Цель работы - разработка и внедрение комплекса программ и расчётно-экспериментальных методик для научно-методического сопровождения исследовательского реактора на быстрых нейтронах, который позволяет в течение всего жизненного цикла обеспечивать надёжную, длительную и безопасную эксплуатацию реактора, проводить различные исследования и испытания, а также использовать накопленный опыт при проектировании новых исследовательских реакторов.

Для достижения указанной цели автором были решены следующие задачи:

- Сбор, обработка, систематизация и анализ эксплуатационных данных по реактору БОР-бО.

- Обобщение многолетнего опыта расчётного сопровождения эксплуатации реактора БОР-бО.

- Разработка, создание и внедрение комплекса автоматизированного расчёта нейтронно-физических характеристик (НФХ) реактора БОР-бО и единой расчётной модели (РМ).

- Анализ выполненных и проведение новых расчётно-экспериментальных исследований в реакторе БОР-бО, с целью верификации расчётных кодов, моделей и методик.

- Создание, верификация и внедрение комплекса расчётно-экспериментальных методик для научно-методического сопровождения реактора БОР-бО.

- Расчётно-экспериментальные исследования в обоснование продления срока эксплуатации и расширения экспериментальных возможностей реактора БОР-бО, оптимизации конструкции ИР, отдельных его элементов и режимов эксплуатации.

- Применение разработанного комплекса программ, расчётных моделей и методик при проектировании ИР на быстрых нейтронах.

Следует отметить, что все перечисленные задачи взаимосвязаны и решались комплексно.

Научная новизна работы заключается в:

- Систематизации, анализе и обобщении результатов многолетних расчётно-экспериментальных исследований, выполненных при научно-методическом сопровождении реактора БОР-бО.

- Разработке, внедрении и валидации комплекса расчётных программ и расчётно-экспериментальных методик сопровождения эксплуатации реактора БОР-бО и экспериментальных исследований, реализация которых создала качественно новые возможности при проведении исследований и эксплуатации реактора.

- Использование единой расчётной методики и модели при сопровождении реактора БОР-бО с различным составом активной зоны и бокового экрана, продлении срока его эксплуатации и расширении экспериментальных возможностей.

- Разработке расчётно-экспериментальной методики контроля режимов облучения в неин-струментованных ячейках реактора БОР-бО.

- Оптимизации компоновки активной зоны, размещения РО СУЗ и экспериментальных сборок в исследовательских РБН, обоснование возможности массовых облучений нетопливных сборок в активной зоне реактора БОР-бО;

- Расчётах в обоснование новых конструкций облучательных и экспериментальных устройств, РО СУЗ и их испытаниях в реакторе БОР-бО.

Практическая значимость работы. Собран, проанализирован, систематизирован и обобщен многолетний опыт научного и методического сопровождения эксплуатации реактора БОР-бО и экспериментальных исследований.

Созданы и верифицированы расчётные модели десятков различных состояний реактора БОР-бО, которые используются при сопровождении эксплуатации и обосновании безопасности реактора, планировании перегрузок, проведении экспериментальных исследований и продлении срока службы реакторной установки (РУ).

Созданные расчётные модели и комплекс автоматизированного расчёта РБН были применены при выполнении работ по реконструкции реактора БОР-бО (реактор БОР-бОМ), продлении срока эксплуатации РУ БОР-бО, разработке проекта многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР) и проведении расчётов других реакторов (БН-600, CEFR).

Результаты исследований вошли в документацию по реактору БОР-бО (инструкции, методики, техническое обоснование безопасности), использовались для аттестации (JARFR, ДИНБОР) и валидации (TRIGEX, MCU, MCNP, CARE) расчётных программ и методик, применялись при выполнении договорных и контрактных работ.

Предложены и реализованы различные варианты оптимизации компоновки активной зоны реактора БОР-бО, размещения РО СУЗ и экспериментальных каналов в ИР, конструкции экспериментальных и облучательных устройств, с помощью которых выполнены многочисленные исследования в реакторе БОР-бО и заключены новые контракты.

Результаты исследований, расчётные программы, модели и методики используются при проведении расчётно-экспериментальных исследований в обоснование проектов перспективных РБН (СВБР, БРЕСТ, БН-1200) и возможности продления срока эксплуатации действующих реакторов (ВВЭР, РБМК, БН-600).

Достоверность и обоснованность полученных результатов обеспечена: применением комплексного расчётно-экспериментального метода определения характеристик реактора и использованием фактических параметров реактора БОР-бО; многолетним опытом безопасной эксплуатации БОР-бО; использованием верифицированных и аттестованных программ, методик и расчётных моделей, а также проведением специальных методических экспериментов.

Личный вклад. Диссертационная работа содержит теоретические, методические и прикладные результаты исследований, выполненные лично автором и при его непосредственном участии: разработан и внедрён комплекс автоматизированного расчёта реактора БОР-бО; верифицированы и аттестованы комплексы программ, модели и методики для научно-методического сопровождения БОР-бО; проанализирована и систематизирована информация по загрузкам реактора, условиям его работы и выполненным экспериментальным исследованиям; выполнены исследования в обоснование оптимизации загрузки реактора и режимов эксплуатации, продления срока эксплуатации РУ БОР-бО; внесён заметный вклад в разработку проекта многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР).

Автор являлся инициатором разработки исследовательских программ, ответственным исполнителем и руководителем научно-исследовательских тем и договоров, принимал активное участие в планировании и проведении экспериментальных исследований, в разработке экспе-

риментальных и облучательных устройств.

Методология и методы исследования

Теоретической и методологической основой диссертационного исследования послужили труды отечественных и зарубежных исследователей физики ядерных реакторов, конструкторов реакторных установок, разработчиков программного и константного обеспечения. Методология выполненных исследований включает в себя различные методы, учитывающие специфику исследовательского РБН: расчётное и экспериментальное моделирование; экспериментальные исследования; анализ, систематизация и обобщение.

Положения, выносимые на защиту:

Результаты расчётов НФХ реактора БОР-бО при его пуске, эксплуатации с различным составом активной зоны и бокового экрана, во время проведения экспериментов.

Комплексная расчётно-экспериментальная методика определения параметров реактора БОР-бО и условий облучения исследуемых материалов, позволяющая повысить экспериментальные возможности ИР, точность и надежность получаемых данных.

Комплекс автоматизированного расчёта НФХ реактора БОР-бО и единая расчётная модель.

Результаты исследований по оптимизации компоновки активной зоны ИР, конструкций РО СУЗ, сборок бокового экрана и защиты, обоснованию возможности массового облучения нетопливных сборок в активной зоне реактора БОР-бО.

Единая расчётная методика определения характеристик ИР, верифицированная на БОР-бО, примененная при продлении срока его эксплуатации и реконструкции, в проекте МБИР.

Апробация работы. Основные результаты работы были представлены на конференциях и семинарах: семинар по проблемам физики реакторов, Москва, МИФИ. - 1993, 1997, 2000гг.; семинар "50 лет эксплуатации реакторной установки БОР-бО". 1999г. Димитровград: ГНЦ РФ НИИАР, 1999; семинар "Апгоритмы и программы для нейтроино-физических расчётов ядерных реакторов''. г.Обнинск. 1997, 1999-2006 гг, 2010-2012 гг.; XII ежегодная международная научно-техническая конференция Ядерного общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии», Димитровград: ФГУП ГНЦ НИИАР, 2002; Международная научно-техническая конференция «Атомная энергетика и топливные циклы» 2003 г., Москва-Димитровград; Научно-техническая конференция, посвященная 50-летию НИИАР "Экспериментальное обоснование проектных, конструкторских и технологических решений в инновационных разработках ядерной энергетики". Димитровград, 2006г.; семинар "Физическое моделирование изменения свойств реакторных материалов в номинальных и аварийных условиях". 2008г. г.Димитровград; 7-я Международная конференция FISA-2009 "EURATOM Research and Training in Reactor Systems". г.Прага, 2009г.; International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Challenges and Opportunities. 2009. Kyoto, Japan; научно-технический семинар "Роль реактора БОР-бО в инновационном развитии атомной отрасли. Димитровград", 2010г.

Димитровград: ОАО "ГНЦ НИИАР"; международная научная конференция "Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментачъных исследованиях". Димитровград. ОАО "ГНЦ НИИАР", 2011.; European research reactor conference 2013 (RRFM-2013), S.Petersburg, 2013.; XРоссийская конференция no реакторному материаловедению. Димитровград. 2013г. и др.

Публикации. По результатам исследований опубликовано более 100 научных работ в журналах, в сборниках докладов международных и российских конференций, брошюрах и сборниках трудов НИИАР, из ши 13 в рекомендуемых ВАК РФ рецензируемых журналах. Материалы диссертации вошли в документацию реакторной установки БОР-бО, в проекты реакторов БОР-бОМ и МБИР. Предложенные решения защищены патентом на изобретение и патентами РФ на полезные модели.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка литературы из 178 наименований. Работа изложена на 214 страницах, содержит 99 рисунков и 50 таблиц.

Содержание работы

Во введении обосновывается актуальность работы, сформулированы её цель, новизна и значимость.

Определение характеристик ИР и условий проведения ЭИ осуществляется как экспериментальным, так и расчётным путём. Расчётное определение параметров реактора, на первом этапе развития ЯЭ, полностью опиралось на результаты измерений. Одпако по мере накопления знаний о процессах, происходящих в ядерных реакторах (ЯР), развития численных методов и увеличения мощности ЭВМ расчётное моделирование стало играть более заметную роль. Тем не менее, расчёты не могут полностью заменить физического моделирования на реальном объекте. Только совместное использование экспериментальных и расчётных способов определения параметров и согласование получаемых результатов может приблизить исследователя к наиболее полному и достоверному пониманию процессов, происходящих в ЯР. Комплексные расчёт-но-экспериментальные исследования необходимы для обеспечения надежной, длительной и безопасной эксплуатации ИР, проведения различных исследований и испытаний, повышения эффективности работы реактора.

Для сопровождения ИР на протяжении всего жизненного цикла, от проектирования до вывода из эксплуатации, необходимо использование единого комплекса программ, верифицированных расчётных моделей и методик.

В первой главе даётся краткий обзор по ИР и РБН, а также приводятся характеристики реактора БОР-бО, его экспериментальные возможности, описаны изменения компоновок и материального состава реактора за 44 года эксплуатации.

В XX веке в передовых ядерных странах были созданы реакторные исследовательские центры и построено более 760 исследовательских ядерных установок. В 1956г был организован

научно-исследовательский институт атомных реакторов (НИИАР, г.Димитровград), на территории которого в настоящее время расположены 2 критические сборки и 6 ИР (БОР-бО, СМ-3, МИР, РБТ-б, РБТ-10, ВК-50).

ИР внесли существенный вклад в развитие атомной отрасли. Однако в конце XX века во время стагнации ЯЭ потребность в ИР уменьшилась, часть из них была выведена из эксплуатации или законсервирована. В 201 Ог "работало" -250 исследовательских ядерных установок, возраст половины из которых превышал 40 лет.

В последние годы активизировались работы по инновационным проектам РБН, обоснованию их безопасности и надёжности, а для этого необходимо проведение большого объёма ЭИ. Только в ИР можно воспроизвести комплексное воздействие всех повреждающих факторов на материалы и выполнить обоснование надёжности элементов важных для безопасности. Однако действующие ИР ввиду естественных процессов старения и выработки проектных ресурсов к 2020-ым годам будут не в состоянии обеспечить необходимый объём исследований. Поэтому необходимо продление эксплуатации и перевооружение действующих ИР, а также создание новых ИР, обладающих повышенными экспериментальными возможностями.

Исследовательский РБН является наиболее универсальным и эффективным для обоснования перспективных РБН. Данный тип ИР обеспечивает высокую плотность потока и "жёсткий" спектр нейтронов в а.з., возможность их изменения в боковом экране (БЭ), хорошие геплофизи-ческие характеристики и большой диапазон рабочих температур.

Россия является лидером в области РБН, а реактор БОР-бО один из ведущих в мире ИР по массовому испытанию топливных, поглощающих и конструкционных материалов, он удовлетворяет почти всем современным требованиям, которые предъявляются к ИР. Однако БОР-бО проработал уже 44 года при проектном сроке эксплуатации 20 лет.

Реактор БОР-бО - это уникальная экспериментальная установка, обладающая "жестким" спектром и достаточно высокой плотностью потока нейтронов. БОР-бО единственный исследовательский РБН в мире, который стабильно работает и располагает полной научной и экспериментальной базой. В последние годы спрос на проведение ЭИ в реакторе огромен и превышает его возможности. Основные характеристики реактора БОР-бО представлены в таблице 1.

Таблица 1 - Основные характеристики реактора БОР-бО

Характеристика Величина

Мощность реактора тепловая / электрическая, МВт 60/12

Продолжительность МК/ перегрузок, сут. до 90 / 7+45

Расход натрия через реактор, м7ч до 1100

Температура теплоносителя (Ыа) в реакторе, °С: вход / выход 310+340 /до 530

Штатное топливо ио, или и02-Ри0,

Обогащение по 21>11,% 45+90

Максимальное содержание Ри в штатном топливе, % до 30

Линейная плотность теплового потока, Вт/см до 500

Максимальная плотность нейтронного потока, см"" с"' 3,6-1015

Средняя энергия нейтронов, кэВ: активная зона / БЭ 150+450 / 1+100

Флюенс нейтронов с Е>0.1 МэВ, 1/(см2год) до 5-10'"

Характеристика Величина

Скорость набора повреждающей дозы, сна/год до 25

Скорость выгорания штатного топлива, %т.а./год до 6

Натриевый пустотный эффект реактивности, 10" Дк -(4,5-5,5)

Эффективная доля запаздывающих нейтронов, КГ* отн.ед. 4,6-7,1

Рисунок 1 - Проектная картограмма реактора БОР-бО 1 - TBC (90), 2 - сборки БЭ, 3- вертикальные ЭК (9), 4 - РО СУЗ, 5 - ячейка Д23.

В реакторе сборки располагаются в шестигранной решётке - всего 265 ячеек (рисунок 1). Под TBC предусмотрено до 156 ячеек, под РО СУЗ - 7 ячеек, а остальные заполняются сборками БЭ. Экспериментальные сборки могут находиться в любых ячейках.

Штатные TBC с размером "под ключ" 44 мм содержат 37 твэлов с наружным диаметром оболочки 6,0 мм. В БЭ могут быть расположены воспроизводящие сборки из обеднённого урана или стальные сборки защиты.

В реакторе 3 группы РО СУЗ: 3 РО аварийной защиты (A3); 2 РО ручного регулирования (РР); 2 РО автоматического регулирования (АР).

За годы эксплуатации а.з. и БЭ реактора неоднократно претерпевали существенные изменения. С 1969 до конца 1970-х годов реактор работал на

таблеточном оксидном высокообогащённом (90% 235U) урановом ядерном топливе (ЯТ) и со стальным БЭ. В 1980-е годы реактор был переведён на смешанное вибро-уплотненное уран-плутониевое оксидное ЯТ (эффективное обогащение по 235U -75 %) и другие размеры а.з., а также воспроизводящий БЭ. В настоящее время реактор работает на виброуплотненном урановом оксидном ЯТ (70% 235U) и со стальным БЭ.

Число TBC и воспроизводящих сборок БЭ по микрокампаниям (МК) реактора постоянно изменялось в диапазоне 75-424 и 0-153, соответственно. Массы ЯТ в реакторе, а.з., торцевых зонах воспроизводства (ТЗВ) и БЭ по МК реактора приведены на рисунке 2.

Изменялись и другие характеристики, и параметры реактора: число экспериментальных TBC и нетопливных сборок; выгорание топлива; конструкции TBC и РО СУЗ, поглотитель; тепловая мощность, продолжительность МК и т.д. Практически каждая МК реактора (всего более

Рисунок 2 - Масса ЯТ в различных зонах реактора БОР-бО по МК (КАР)

160) отличается по своему составу (число штатных и экспериментальных TBC, экспериментальных сборок, положение РО СУЗ и др.), поэтому ЭИ, проведённые в различные МК, имеют особую ценность. На рисунке 3 приведены радиальные распределения Fn в центральной плоскости а.з. (ЦПАЗ) для 3-х состояний реактора: МК-1 -1970г, МК-55 - 1992г, МК-80 - 2005г.

ЭИ оказывают существенное влияние на характеристики и график работы реактора. Две длительные остановки реактора (до 45 сут) используются для выгрузки TBC, экспери- j ментальных сборок и ремонтных работ, а 3 короткие (до 15 сут) - для догрузки TBC, загрузки и выгрузки нетопливных сборок. Возможны внеплановые остановки, вызванные графиком проведения ЭИ, неисправностью оборудования и др.

Реактор БОР-бО в сочетании с научно-производственной базой НИИАР имеет уникальные ; возможности для проведения комплексных исследований по различным направлениям. Дли- | тельное исследование характеристик реактора позволило изучить его поведение в различных режимах и состояниях. Измерение параметров РУ БОР-бО производится с помощью информа- ; ционно-измерительной системы (ИИС), которая представляет комплекс аппаратно- j программных средств технологического мониторинга и обеспечивает контроль в режиме реаль- ! ного времени более 1000 параметров. Данные ИИС используются для анализа измеряемых и вычисления не измеряемых параметров реактора, а также при проведении расчётов. j

Основные направления ЭИ на реакторе БОР-бО: обоснование безопасности РБН; испыта- j ние различных видов топлива и материалов, твэл и TBC в стационарных, переходных и аварий-пых режимах; исследования характеристик реактора, наработка радионуклидов и др. j

Для контролируемого в on-line режиме облучения материалов используется специальный ; инструментованный канал в ячейке Д23 реактора, позволяющий размещать экспериментальные устройства с выводом необходимой информации. Реактор оснащён 4-мя горизонтальными (ГЭК) и 9-ю вертикальными (ВЭК) каналами за корпусом реактора.

Нижняя граница температур облучения, обеспечиваемая в реакторе БОР-бО, на 30^60°С ниже, чем в других РБН, что существенно расширяет его экспериментальные возможности. На- ' дёжная изоляция от натрия и большой диапазон температур позволяют исследовать материалы в различных средах.

По многим параметрам условия облучения в РБН близки к условиям облучения в БОР-бО, но есть и отличия. Поэтому для проведения ЭИ в реакторе БОР-бО и обоснования возможности переноса полученных результатов на другие ЯР необходимо тщательное моделирование усло-

реактора БОР-бО

вий облучения и создание специальных облучательных устройств (ОУ), обеспечивающих требуемые параметры.

В НИИАР используется комплекс ОУ, состоящий из ампульных устройств, разборных экспериментальных сборок, автономных инструментованных каналов с различными теплоносителями и т.д. Для решения задач радиационного материаловедения разработаны ОУ, позволяющие испытывать образцы при температурах от 320°С до 1100°С. При проектировании ОУ большое внимание уделяется расчётам, в результате которых определяется конструкция ОУ и условия облучения. В дальнейшем во время ЭИ производится сравнение и анализ расчётных и экспериментальных значений, а на их основе в расчётные модели и методики вносятся поправки и уточнения.

Полученные научные результаты позволили повысить безопасность реактора, обосновать работоспособность TBC до рекордных выгораний ЯТ и использование различных конструкционных материалов. Результаты исследований применены в других РБН (БН-350, БН-600, CEFR), реакторах на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК), а также используются при проектировании перспективных РБН (БРЕСТ, СВБР, БН-1200, Myrrha, TW и др.). В результате проведения десятков ЭИ были разработаны и внедрены в практику новые расчётно-экспериментальные методики и ОУ, позволяющие с хорошей точностью контролировать режимы и параметры облучения в реакторе БОР-бО.

Во второй главе описаны особенности расчётного моделирования исследовательского РБН, представлены расчётные коды, модели и методики, используемые для расчётного сопровождения реактора БОР-бО.

В последние годы нагрузка на реактор БОР-бО существенно возросла, а на использование инструментованной ячейки существует очередь вплоть до останова реактора. В этих условиях роль расчётного сопровождения реактора значительно повысилась. Основное назначение расчётного сопровождения - моделирование процессов происходяпцгх в реакторе, ОУ, TBC, твэлах и т.д. В отличие от экспериментального моделирования расчётное дешевле и оперативнее, обладает большими возможностями по получению пространственного распределения характеристик в реакторе и их детализации в локальных областях, а в ряде случаев - это единственный способ получения информации об исследуемом объекте. Важной чертой расчётного моделирования является возможность прогноза различных состояний ИР и планирования ЭИ. По результатам расчётов определяются режимы работы реактора, конструкции ОУ, условия проведения ЭИ, обосновывается безопасность работы и т.д., которые в дальнейшем проверяются по отдельным экспериментальным значениям. Наличие реактора БОР-бО даёт возможность проводить ЭИ, тестировать и адаптировать используемые комплексы программ, расчётные модели и методики.

Для определения характеристик ИР проводится большое количество расчётов по различным программам. Объём работ, связанный с подготовкой и проведением расчётов, переработ-

кой и анализом расчётных и экспериментальных данных огромен и должен выполняться оперативно.

Активная зона реактора БОР-бО за последние годы существенно выросла (до 124 TBC) и стала гетерогенной (содержит до 24 нетопливных сборок). Адекватного описания столь сложной структуры реактора можно достичь лишь в трёхмерной геометрии с индивидуальным описанием всех сборок вплоть до отдельных её элементов. При выборе расчётной программы учитывается её эффективность (время счета, интерфейс, набор рассчитываемых параметров), метод расчёта, опыт эксплуатации и результаты проведённой валидации к реактору БОР-бО. Часто одна и та же характеристика рассчитывается по нескольким различным программам.

Для расчётного сопровождения реактора БОР-бО использовались различные комплексы программ, библиотеки ядерных констант и ЭВМ, которые периодически заменялись и обновлялись. Расчёты реактора БОР-бО при проектировании и пуске (1964^1970гг.) были выполнены по программам расчёта гомогенного ЯР в цилиндрической одномерной геометрии в PI и Р2 приближениях с использованием системы констант БНАБ-26. В 1970-е годы для расчёта реактора использовали комплекс программ ФИХАР. Расчёты на данном этапе выполнялись для отдельных МК и опирались на результаты исследований, выполненных при пуске реактора.

На втором этапе работы (конец 1970-х - начало 1990-х годов) расчёты также проводились только для отдельных МК, т.к. даже существенные упрощения РМ реактора (гомогенизация состава TBC по рядам, двумерная R-Z модель) не позволяли проводить расчёты всех МК и тем более получать результаты в on-line режиме. Для предварительных оценок использовались экспериментальные и расчётные значения, полученные для предыдущих МК. Для расчётного сопровождения реактора применяли комплекс программ НФ-6 с системой подготовки констант МИМ, а в дальнейшем (начало 1990-х) АРАМАКО-С1 с БНАБ-78. С 1987г для расчёта реактора начали использовать комплекс программ TRIGEX-APAMAKO-Cl-EHAE78. С 1994г. основными комплексами программ для расчётного сопровождения реактора стали TRIGEX-CONSYST2-EHAE90 и JARFR-MHM-BHAB78, аттестованный для реактора БОР-бО. Применялись и другие программы (ОКС-РОЗ-6, КАСКАД, AFPA, CAjRE). С 2000 года для расчётов реактора начали использовать коды, в которых реализованы методы Монте-Карло (MCU, MCNP). Для расчёта тепло-гидравлических характеристик реактора применяются программы ДИНБОР и ГЕРАТ (с 1980-х), ANS YS (с 2009г).

Каждый раз при смене программ и ЭВМ проводились детальные сравнения и анализ расчётных значений, полученных по старой и новой программе, а также сравнение с экспериментальными данными. Смена программ приводит к существенным затруднениям для расчётчиков: подготовка исходных данных, создание и тестирование новых РМ, формат вывода результатов и др. Часто новые расчётные значения заметно отличались от предыдущих значений, поэтому необходимо было их адаптировать для использования в реакторе.

Расчётная модель реактора представляет собой отображение его пространственной reo-

метрии и состава в соответствии с возможностями программных комплексов и "мощности" ЭВМ. Первые РМ реактора БОР-бО были реализованы в одно- и двумерной геометрии, что вносило существенные упрощения и приближения. ЭВМ не позволяли проводить расчёты для полномасштабных и детальных РМ реактора. Расчёт одного состояния реактора занимал от нескольких часов до суток. Подготовка РМ была очень трудоёмкой, длительной и зависела от опыта расчётчика, что приводило к получению различных результатов разными расчетчиками. Часто расчёты проводились постфактум или на основе РМ, моделирующей предыдущее состояние реактора. По мере роста мощности ЭВМ и программ возможности детального описания реактора существенно выросли, что привело к усложнению РМ и согласованию результатов расчётов, полученных по различным программам и различными авторами.

Анализ расчётных значений характеристик реактора БОР-бО за длительный период эксплуатации показал, что зачастую наблюдаемые их изменения связаны не с изменениями, произошедшими в реакторе, а с переходом на новые программы, константы, РМ или приходом новых расчётчиков. За 40 летнюю историю реактора сменилось 3 поколения расчётчиков, несколько поколений ЭВМ, программ и констант, что существенно затрудняло проведение анализа НФХ реактора и их использование при продлении эксплуатации РУ БОР-бО. Кроме того, опыт расчётного сопровождения реактора, накопленный в рамках конкретной программы, РМ и расчётчика, не мог быть в полной мере использован в дальнейшем при разработке новых ИР.

В целях систематизации расчётных исследований (РИ), повышения их оперативности и точности был создан комплекс автоматизированного расчёта (КАР) реактора БОР-бО. В КАР применены достаточно простые, но надёжные расчётно-экспериментальные методики и РМ, ориентированные на реактор БОР-бО,.а также реализованы возможности, которые учитывают многолетний опыт расчётного сопровождения реактора. Учёт особенностей реактора БОР-бО привёл к тому, что в КАР: нет ограничений на число физических зон; описание сборки может детализироваться вплоть до отдельных твэлов и ампул; расчёт пространственного распределения НФХ проводится для каждой МК по гомогенной, в пределах ячейки, РМ реактора, что существенно повышает оперативность проведения расчётов; РМ создаётся автоматически для любой МК реактора на основе исходной информации из архива; детальные расчёты сборок, твэл, ампул проводятся с использованием насчитанных полей НФХ по реактору практически мгновенно. При разработке КАР большое внимание было уделено созданию и обоснованию единой РМ реактора БОР-бО.

В БОР-бО экспериментальные исследования проводятся в подкритическом состоянии, на минимально контролируемом уровне мощности (МКУ) и на различных мощностях. Данные состояния реактора отличаются по тепловой мощности реактора (\У), положению РО СУЗ, температурам в элементах, расходу натрия через реактор (в) и другим параметрам. Таким образом, необходимо иметь несколько РМ реактора, как минимум для следующих состояний:

1. Подкритическое состояние (-(5+7) %Дк/к) во время останова: W ~0 МВт, все РО СУЗ введены в а.з., температуры в реакторе 240+260 °С, естественная циркуляция натрия.

2. Подкритическое состояние (-(1+2) %Дк/к) перед выходом на МКУ: XV ~0 МВт, РО АЗ взведены, РО РР и АР введены в а.з., температуры в реакторе 210+260 °С, расход натрия О -300 м3/ч.

3. МКУ: W~100 кВт, РО АЗ взведены, РР1 в верхней части а.з., РО АР на середине рабочего хода, РР2 введён в а.з. на 300+450 мм, температуры в реакторе 250+270°С, С(Ка) -300 м3/ч.

4. Работа реактора на № до 5 МВт, РО АЗ взведены, РР1 выведен из а.з., один АР введён на половину рабочего хода, а другой АР в пределах ±150 мм от ЦПАЗ, РР2 введён в а.з. на 250+450 мм, значения температуры в реакторе 290+1500 °С, 0(Ка) -300+600 м3/ч.

5. "Номинальное" состояние реактора: "№ = 5+55 МВт, РО АЗ и РР1 взведены, один АР введён на половину рабочего хода, а другой АР в пределах ±150 мм от ЦПАЗ, РР2 введён в а.з. на 200+450 мм, значения температуры в реакторе 310+2300 °С, ОСМа) -600+1100 м3/ч.

Создание нескольких РМ для различных состояний реактора приводит к усложнению процесса моделирования реактора, сопоставления получаемых результатов и их анализа. Так расчётное значение К3фф зависит от используемого расчётного кода и ядерных констант, приближений заложенных в расчётные методы и модели, погрешности исходных данных и используемых приближений. В РМ реактора невозможно учесть все составляющие температурного и мощностного эффектов реактивности, детальное распределение температур по элементам, их размеры, точное положение и взаимодействие. Использование различных кодов даже с одинаковыми РМ приводит к существенно отличающимся значениям КЭфф, тем более, когда и сами РМ отличаются. Поэтому практически невозможно получить расчётное значение КЭфф равное единице для ИР в критическом состоянии, т.е. расчётное значение Кэфф равное единице не является реальным доказательством критичности реактора. Целью расчётного моделирования ИР является не получение значения К,фф =1.00, а определение значения Кэфф, соответствующего критическому состоянию, которое возможно только в результате анализа различных критических состояний реактора, выполненных по одной РМ и расчётному коду.

Опыт расчётного сопровождения реактора БОР-бО показал, что оптимально иметь одну РМ. Было рассмотрено влияние различных параметров РМ реактора (размеры радиального и аксиального отражателя, шаг расчётной сетки, гомогенизации состава ячеек и физзон, число изотопов и др.) на расчётные НФХ, которые сравнивались с расчетами по другим программам, экспериментальными и эксплуатационными данными, анализировались расхождения, а затем в РМ вносились соответствующие поправки и корректировки. В результате была создана единая РМ, для всех состояний реактора, использование которой обеспечило сопоставимость получаемых результатов, упростило их анализ, обобщение и соответственно внесение поправок.

Последние 15 лет расчётное сопровождение реактора БОР-бО ведётся по единому набору кодов (ТЯЮЕХ и МСи, ДИНБОР и ГЕРАТ) и РМ. Все комплексы программ и РМ валидирова-

ны по экспериментальным данным и показали хорошую точность при расчёте НФХ как в а.з., так и за пределами реактора (ВЭК и ГЭК). Отличие расчётных и экспериментальных значений, как правило, находится в пределах экспериментальных погрешностей.

На рисунке 4 представлена зависимость расчётного значения КЭфф от мощности реактора БОР-бО, полученная I по результатам расчётов десятков МК. Для данной РМ и используемого ком-

1

плекса TRIGEX значение Кэфф, соответствующее W=0 МВт, равно 0,985, а состоянию с W=55 МВт -0,990. Значение ДК =0,985 - 0,990 =-0,005 - мощностной ! ЭР (МЭР), а угол наклона аппроксимирующей прямой - это абсолютное значение мощностного коэффициента реактивности (МКР) ~7,8х 10"5 Дк/к/МВт. Температурный ЭР (от 20°С до 300°С) составляет порядка -1,0%, гомогенизация состава в пределах высоты а.з. -0,4%.

; На основе созданной РМ были проведены расчёты почти всех МК реактора БОР-бО и ряда

S ЭИ выполненных ранее. Пространственные распределения расчётных значений НФХ реактора j для каждой МК внесены в архив КАР и пополняются для новых МК. Данная РМ применяется J при расчётах с использованием других программ (JARFR, MCU, MCNP). На её основе созданы i РМ действующих (БН-600, CEFR), а также проектируемых (БОР-бОМ, МБИР) РБН. I В РМ имеется ряд упрощений, которые связаны с гомогенизацией неоднородностей в

i пределах ячейки и зоны, что существенно сокращает время счета и в большинстве случаев не ' влияют на точность дальнейших детализированных расчётов. Стабильность НФХ во времени и I отсутствие больших локальных неравномерностей в их распределении, близкие сечения для L большинства изотопов, жёсткий спектр нейтронов позволяют использовать ранее насчитанные | пространственные распределения потоков нейтронов и скоростей реакций для проведения более детальных расчётов, в которых выделяются отдельные твэлы, ампулы и т.д. I Результаты расчёта каждой МК реактора, информация по всем МК и облученным сборкам

хранятся в архиве КАР и используются для детальных расчётов, проведения оперативных оце-i нок, моделирования текущих режимов облучения и прогнозирования будущих состояний. I По высоте РМ реактора разбивается на расчётные слои по 5 см, что сопоставимо с разме-

ром ячейки "под ключ"(4,5 см). В пределах активной части TBC и торцевых зон используются гомогенные составы, которые получаются усреднением детальных составов каждой сборки, хранящихся в архиве КАР. Время ввода информации для одной МК составляет ~3 часа. После чего по КАР готовится исходный файл задания для программы TRIGEX. Для более точных рас-

чётов реактора используются прецизионные коды (MCU, MCNP), для которых РМ также готовится в КАР. Укрупнённая структура КАР представлена на рисунке 5. Программные модули связаны между собой через головную программу (MAIN), а так же через архив данных, что позволяет использовать их отдельно вне комплекса.

Использование TRIGEX, как ядра комплекса, было основано на небольшом времени счета, объёме выдаваемой информации и удобстве использования программы. Следует отметить, что TRIGEX может быть заменён на другую программу.

КАР создан по модульному принципу, что даёт возможность расширять его и заменять отдельные программы. КАР состоит из следующих блоков: программные модули, архив исходных данных и результатов расчёта по МК (более 160 МК); информация по сборкам и отдельным твэлам (более 3000). Всего в КАР более 32 тысяч файлов и его объем продолжает расти по мере работы реактора и накопления информации.

Модули КАР позволяют проводить детальные расчёты отдельных сборок (твэл, ампул) на основе скоростей реакций из архива заданной МК. Для предварительных и прогнозных расчётов используются скорости реакций из других МК и/или ячеек, что позволяет моделировать различные условия облучения сборок и планировать их перестановки. Каждая программа КАР имеет блок обработки ошибок, в котором производится анализ сбоя и результатов расчёта, что позволяет исключить грубые ошибки. КАР состоит из следующих основных модулей:

MAIN - головная программа, которая осуществляет вызов других программ и выдачу информации. В программе задаётся ряд характеристик, общих для всех программ: мощность реактора (вводится пользователем или берётся из архива); имя сборки и номер МК для идентификации файла-данных по МК (картограммы, скорости реакций и дозы повреждения, Fn и т.д.).

Программа QV - расчёт высотного распределения удельного тепловыделения и мощности сборки (твэла) по насчитанным скоростям реакций. В пределах расчётного слоя ядерные концентрации изотопов и скорости реакций считаются неизменными на заданном этапе.

Программа RADQV - расчёт радиационного тепловыделения (Qv) по насчитанным плотностям потока гамма-квантов и линейным коэффициентам истинного поглощения энергии гамма-излучения или по экспериментальной формуле, выведенной по результатам измерений, выполненных в БОР-бО. Реализована возможность расчёта тепловыделения как отдельно по про-

Рисунок 5 - Структура КАР реактора БОР-бО

граммам QV и RADQV, так и их совместный расчёт.

Программа WOCT - расчёт мощности остаточного энерговыделения, описывается полуэмпирическими формулами. Исходные дашше берутся из архива КАР или вводятся пользователем. Сравнение с результатами расчётов по программам AFPA и CARE показали, что данные формулы могут использоваться для проведения предварительных расчётов.

Программа VYG - расчёт изменения концентрации изотопов и выгорания ЯТ. Время облучения и тепловая мощность берутся из архива данных или вводятся пользователем. Скорости реакций считаются неизменными в течение МК - данное ограничение можно снять путём разбивки МК на несколько интервалов. В программе используется аналитическое решение уравнений изотопной кинетики. Полученные ядерные концентрации изотопов по всем расчётным слоям записываются в файл-данных сборки. Сравнение с другими программами (TRIGEX, AFP А) показало хорошее совпадение результатов для изотопов в начале цепочки (отличие менее 4%) и некоторое ухудшение для Ри242 (до 10%), интегральное выгорание ЯТ практически совпадает.

Программа RO — расчёт исходных ядерных концентраций изотопов для сборок различных типов. Ядерные концентрации по всем расчётным слоям для каждой сборки по всем МК хранятся в файлах-данных по сборкам, в которых содержится также информация по размерам сборки и числу твэл (пэл, элементов). Ядерные концентрации изотопов берутся из файла-данных другой сборки или рассчитываются на основе данных, введенных пользователем.

Программа ROTRIG - подготовка исходных данных и формирование файла-задания (РМ) программы TRIGEX. РМ создаётся для конкретного состояния реактора на основе информации по картограмме загрузки заданной МК, ядерных концентраций и геометрических характеристик всех сборок. Реализована возможность создания РМ без усреднения состава сборок по высоте. На формирование файла-задания уходит несколько секунд.

Программы расчёта точечной кинетики РБН с учётом температурных и мощностных ЭР. Данные программы работают в диалоговом режиме, пользователем вводятся: шаг счета по времени; постоянная времени твэла; мощностной ЭР и значения реактивности, введённые РО СУЗ. Функция линейного отклика берётся с учётом доли U и Ри в загрузке реактора в данной МК. Опыт расчётно-экспериментальных исследований, выполненных на реакторе БОР-бО, показал, что кинетика реактора достаточно хорошо описывается в точечном приближении.

Программа GERAT- расчёт теплофизических характеристик сборок реактора. В программе рассматривается замкнутая теплообменивающая система, включающая TBC в произвольном окружении. При расчёте учитывается межканальный теплообмен внутри TBC, обусловленный влиянием рёбер твэла (конвективная составляющая), а также теплообмен с соседними сборками. Поле скорости теплоносителя вычисляется исходя из гидравлических характеристик каналов без учёта их гидродинамического взаимодействия. Программа не содержит блока построения матрицы связей (они введены для всех типов сборок), что значительно сократило время вычислений. В программе используются значения тепловыделения, рассчитанные по программе

"QVüjm введённые пользователем. Результаты расчётов по данной версии программы GERAT сравнившись с результатами, полученными по другим программам и с экспериментальными данными, которые показали хорошее совпадение.

В КАР входит также ряд сервисных программ, которые обеспечивают обработку, чтение-запись, анализ и проверку исходных данных и расчётных результатов, вывод информации в виде таблиц и графиков для отдельных твэлов, сборок и МК.

Разработанный и внедрённый в эксплуатацию в середине 1990-х годов комплекс автоматизированного расчёта реактора БОР-бО позволяет более полно использовать возможности ИР, выполнять расчётное сопровождение эксплуатации реактора, а также накапливать и систематизировать данные по реактору. Результаты расчетов регулярно верифицируются по эксплуатационным и экспериментальным данным, при необходимости в РМ вносятся изменения. Использование КАР существенно облегчило и систематизировало работу по подготовке РМ реактора, значительно сократило время, затрачиваемое на сбор и обработку исходной информации.

. В главе 3 представлены расчётно-экспериментальные исследования, выполненные на реакторе БОР-бО с использованием представленных комплексов программ, расчётной модели и методик. Приведённые материалы демонстрируют взаимосвязь расчётного и эксперименталь-. ного моделирования в ИР.

До физического пуска (ФП) реактора имеются только расчетные значения и отдельные экспериментальные данные, полученные на критических сборках. Пуск ИР сопряжён с большим объёмом расчётно-экспериментальных исследований. Большое значение уделяется предварительному исследованию характеристик ИР на критических сборках. Однако эти исследования не могут дать полные и точные значения всех характеристик, так как в критстендах невозможно смоделировать все особенности реального ИР.

Определение критической загрузки (КЗ) ИР достаточно сложная задача, т.к. она зависит от множества параметров. Наиболее точное определение КЗ получается при ФП. Поэтому, результаты экспериментов на "свежей" а.з. представляют большой практический и научный интерес. Значение КЗ используется для проверки расчётных кодов и РМ. "Свежее" и "холодное" состояние реактора может быть наиболее полным образом смоделировано и просчитано с минимальными погрешностями и неопределённостями, которые в дальнейшем по мере работы ИР только увеличиваются.

Для понимания современного состояния с расчётным сопровождением реактора БОР-бО большой интерес представляют исследования, выполненные при пуске реактора. Для проведения расчетов ФП по современным программам и РМ была восстановлена исходная информация по реактору, результаты расчётов и экспериментов.

По программе ФП предусматривалось проведение критических опытов в реакторе без натрия - "сухая" зона, моделирования которой на критстенде не проводилось. Расчеты по одномерной программе дали КЗ - 79 TBC, а по двумерной программе - 71 TBC. В 1968г был выпол-

нен "сухой" ФП реактора и по экстраполяции кривой обратного умножения была получена величина КЗ -101 TBC. Таким образом, опыт проведения расчетов без экспериментального подтверждения дал отрицательный результат. В дальнейшем анализ причин столь большого расхождения позволил выявить ряд существенных неточностей в РМ реактора. Повторный расчет "сухого" ФП дал значение КЗ -100 TBC (расчет по TR1GEX -99 TBC).

Результаты сравнения расчётного (3,9 %Лк/к) и экспериментального (4,7 %Ak/k) значения натриевого пустотного эффекта реактивности, показали, что данный ЭР рассчитывается с погрешностью -20%. Расчет по программе TRIGEX дает значение -5,0 %Дк/к.

Уточненный, по результатам "сухого" ФП, расчет минимальной КЗ реактора с натрием дал значение - 69 TBC, а экспериментальное значение - 72 TBC. Кривая «обратного умножения» нейтронов источника в зависимости от количества загруженных TBC приведена на рисунке 6. Расчет КЗ реактора по TRIGEX дает полное совпадение по минимальной КЗ и отличие в 1 TBC для состояний реактора, когда РО СУЗ введены в а.з. Столь хорошее совпадение связано с использованием РМ, которая уже была адаптирована к реактору.

После загрузки в реактор 34, 49, 62, 70 и 75 TBC проводилось «взвешивание» РО СУЗ в подкритическом состоянии. Зависимость относительной эффективности КС.2 от числа TBC приведена на рисунке 7, а в таблице 2 -эффективности всех РО СУЗ. Следует отметить, что отличие расчётных (TRIGEX, JARFR. MCU, MCNP) и экспериментальных значений РО СУЗ в дальнейшем также находилось в пределах экспериментальной погрешности ±7 %.

Результаты расчетных и экспериментальных исследований изотермического температурного коэффициента реактивности (ТКР), МКР и их составляющих приведены в таблице 3. Расчетное и экспериментальное значение ТКР совпадают в пределах экспериментальной по-

0 5 10 15 20 23 30 35 40 45 50 55 60 65 70 75 00 S5 SO

ЧяслсТВС

Рисунок 6 - Кривая обратного умножения от числа TBC в реакторе ЪОР-бО

ч ]

Ч ■sj

♦ 7PJGEX Эксперимент V >

--1»

!

30 35 <0 <5 50 5! 60 65 70 75 » «5

ЧиспоТЬС

Рисунок 7 - Относительный вес КС2 в

Таблица 2 - Эффективность РО СУЗ, %Ак/к

СУЗ Поглот итель Эксперим ент Расчет 1969г TR1GHX

Р Р/Э Р Р/Э

КС2 В..С 1.90±0,12 1.82 0,96 2,04 1.07

KCl В4С 1,06±0.05 0,95 0,90 1,02 0,96

А31 В4С 1.25+0.05 1.25 1,00 1,29 1,03

А32 В„С 1,34+0.05 1.41 1,05 1,36 1,02

АЗЗ СгВ, 0.84±0.05 0,65 0,77 078 0,93

АР2 ВАС 0.38±0.01 0.36 0.95 0.40 1,05

АР1 СгВ, 0,27+0.01 0.24 0.89 0,29 1,07

Сумма 7,04 6.68 0,95 7.18 1.02

грешности, а наибольшую погрешность в расчетное значение вносит неопределенность в моделировании аксиального расширения твэла. Для определения коэффициентов (КР) и эффектов (ЭР) реактивности в реакторе БОР-бО была разработана методика расчета, которая используется многие годы и показала хорошую точность.

Таблица 3 - Расчетные значения составляющих температурного и мощностного KP, 10"5

Температурный эффект ТКР, (Дк/к)/°С МКР, (Дк/к)/МВт

Расчет ФП TRTGEX ФП TRIGEX

Радиальное расширение -1,97 -1,80

Аксиальное расширение по: ЯТ / оболочке -0,61 /-1,02 -0,54/-0,89 -8,8 / -3,4 -7,7 / -3,2

Расширение натрия в: а.з. / БЭ -0,69 / -0,84 -1,12 -2,0/-1,0 -2,4

Доплер эффект -0,17 -0,23

Изгиб пакетов -0,3 -0,3

Полный с учетом аксиального расширения по: ЯТ / оболочке -4,3/ -4,7 -3,7/ -4.0 -12,1/-6,7 -10,4/-5,9

Экспериментальное значение -(4,1±0,3) -(6,5+11,4) ±0,5

Экспериментальные и расчётные значения скорости уменьшения запаса реактивности с выгоранием топлива, в зависимости от числа TBC, приведены в таблице 4.

Были проведены также ЭИ скоростей реакций в а.з., дозиметрических характеристик в ВЭК, ГЭК и биологической защите. Однако возможности используемых программ не позволили получить надежные расчетные значения за корпусом реактора - отличие расчётных и экспериментальных значений Fn в ВЭК составило 35+55 % (MCU - 20%), в каналах ионизационных камер - в 1,5 раза, а на выходе ГЭК - в 3 раза (MCU - 25%). В последующие годы также неоднократно проводились исследования пространственного распределения НФХ в а.з., БЭ и за корпусом реактора. В результате использования более мощных кодов и ЭВМ результаты расчётов и экспериментов стали совпадать гораздо лучше.

Успешная и безопасная эксплуатация реактора БОР-бО во многом была обеспечена исследованиями, выполненными при его пуске. Расчётные значения НФХ, как правило, совпадали с экспериментальными значениями в пределах погрешности в а.з., несколько хуже в БЭ и ТЗВ, но существенно расходились за корпусом реактора. Следует отметить, что 45 лет назад определяющая роль отводилась экспериментальным данным, по результатам которых в расчетные программы и модели вносились изменения. Расчёты, выполненные в настоящее время, позволили оценить погрешность современных программ и РМ, пополнить архив КАР расчётными характеристиками, соответствующими пуску реактора и первым годам его эксплуатации.

Экспериментальные исследования в реакторе БОР-бО с разной степенью интенсивности проводились все годы эксплуатации реактора и продолжаются в настоящее время. Направленность ЭИ изменялась в соответствии требованиями времени, при этом сам реактор (состав и размеры а.з., БЭ, ГО СУЗ, тип ЯТ и его выгорание и др.) также изменялся, что придает допол-

Таблица 4 - Значения скорости изменения реактивности с выгоранием ЯТ, 10 (%Ак/к)/(МВт сут) _

TBC, шт. Дата Эксперимент Расчет TRJGEX

75 1970г. 5,0±0,2 4,4±0,4 4,5

78 1970г. 4,5±0,2 4,1 ±0,4

83 1970-1971 гг. 4,3±0,2 4,0±0.4 4,1

90 1971-1972гг. 3.7±0,2 3.8±0,4 3,7

89+91 1977-1978гг 3,5±0,2 3.4

95+104 1995-2000гг 3,4±0.3 . 3,3±0.3

105+115 2001-2008гг. 3,1 ±0.3 - 3,0±0,2

нительную значимость выполненным исследованиям.

Была восстановлена и проанализирована информация обо всех режимах эксплуатации (МК) и ЭИ, проведенных в реакторе (см. рисунок 8). I

В первые годы большое внимание |

£

уделялось испытаниям топлива, в дальнейшем - конструкционным ма- * териалам, сейчас это основное направление исследований. Очевидно, что ячейки реактора имеют различную «ценность» и поэтому их частота (эффективность) использования для проведения ЭИ отличается. Результаты выполненного анализа показали, что за первые 36 лет эксплуатации (до МК-81) треть ячеек реактора, ни разу не использовалась для ЭИ. В а.з., т.е. в области с высоким потоком и "жестким" спектром нейтронов, таких ячеек практически нет.

На рисунке 9 приведена зависимость коэффициента использования ячеек (К(ЭИ)=число МК, в которых ячейка использовалась для ЭИ/все МК) по рядам реактора. Наиболее активно использовались ячейки а.з. и первого ряда БЭ. Ячейки 1-го ряда с наиболее высокими потоками нейтронов не использовались, так как в центре реактора расположен орган РР, вносящий существенную радиальную и аксиальную неравномерность в распределение НФХ, которая к тому же изменяется в течение МК. Провал в 4-м ряду связан с наличием в соседних ячейках органов СУЗ и инструментованной ячейки. В целом эффективность использования ячеек, окружающих РО СУЗ и инструментованную ячейку, была существенно ниже, чем других аналогичных ячеек реактора.

Инструментованная ячейка Д23 использовалась для ЭИ чаще всех (К(ЭИ)=0,58), хотя в ней Бп значительно ниже, чем в центре а.з., и имеется существенная радиальная неравномерность по ячейке (Кг~1,10 отн.ед.). Другие ячейки №23, также использовались чаще (К(ЭИ)~0,24), что связано с методикой проведения ЭИ. Исключением является только ячейка А23 (К(ЭИ)=0,08), которая расположена рядом с РО АР. Никогда не использовались шесть ячеек 6-го ряда (№19), которые применяются для регулирования давления между камерами высо-

ЭИ(ТВС) - число ЭТВС, ЭИ(МП) - число нетопливных экспериментальных сборок

- V ---- -до МК-96 —» — до МК-81

I; А" ____________

1/ г~ \\ / |

/ у 1

1

0123456789

Номер РВДИ

Рисунок 9 - Средние коэффициенты использования ячеек по рядам реактора БОР-6

кого и низкого давления. Последние два ряда реактора использовались для проведения ЭИ очень редко из-за низкого значения Рп. В 9-м ряду эффективность выше, чем 8-м из-за создания особых условий облучения (смягчение спектра нейтронов) в одной ячейке (Г01).

ВЭК (Рп ~Зх1013 см"2с"') и ГЭК (Рп ~8хЮ9 см~2с~') реактора практически не использовались. Одной из причин этого являлось отсутствие в НИИАР постоянного потребителя данных пучков нейтронов, хотя спрос на них в России и мире высок, т.е. эффективность использования ИР зависит не только от его возможностей, но и от имеющейся инфраструктуры, а также потребителей услуг.

Таким образом, привлекательность ячейки в ИР зависит от: значения плотности потока (>1,3х1015 см"2с"') и спектра ("жесткий" и промежуточный) нейтронов, их стабильности в течение МК и равномерности распределения по ячейке; возможности проведения контролируемых ЭИ; отсутствия в соседних ячейках РО СУЗ и экспериментальных сборок; создания особых или идентичных условий облучения. Данные выводы были учтены при планировании и проведении ЭИ в реакторе, оптимизации размещения РО СУЗ, экспериментальных сборок и инструменто- | ванных ячеек в проектируемых ИР (БОР-бОМ и МБИР). После выполненных исследований в реакторе БОР-бО стали более активно использоваться ячейки 2-го ряда для проведения облуча-тельных программ и наработки радионуклидов. Обоснована возможность использования ячеек №19, что будет реализовано уже в ближайшее время. Размещение экспериментальных сборок стало более симметричным и равномерным по а.з., что позволило уменьшить неравномерность ¡' распределения НФХ и увеличить число экспериментальных сборок, загружаемых в а.з.

Для обоснования условий облучения конструкционных материалов важное значение имеет радиационное тепловыделение (<3). С 1970-х годов для определения 0 в реакторе использо- I валась формула, выведенная на основе экспериментальных значений, но она не может быть использована в центральной части и за пределами а.з., а также в ней не учитываются изменения, происходящие в реакторе.

У точнение расчетных методик определения <3 возможно лишь с использованием экспериментальных данных, полученных в результате выполнения прямых внутриреакторных измерений р. В связи с этим, было решено использовать данные эксперимента в реакторе БОР-бО, проведенного в 1977г. Во время эксперимента была выполнена серия измерений по определению радиального распределения С! путем имитации расположения ячейки Д23 в 4, 6 и 7 рядах реактора за счёт смещения а.з. относительно ОУ. На рисунке 10 представлены результаты расчета <3 но различным программам и экспериментальные значения, из которых видно, что расчетные (МСЛЧР, МС1Т) и экспериментальные значения существенно отличаются. В результате проведённого анализа были выявлены недостатки использовавшихся ранее расчетных методов и предложен алгоритм расчетного определения р, реализованный в виде аттестованной методики. Для проверки методики был проведён специальный методический эксперимент в ячейке Д23. Расчётные значения 0, полученные по новой методике, хорошо согласуются с экспери-

ментальными значениями - отклонение составляет 7%, что укладывается в погрешность эксперимента.

Следует отметить, что учитывать <3 необходимо не только в конструкционных материалах, но также в теплоносителе и ЯТ. Так вклад О в реакторе БОР-бО в суммарное тепловыделение ЯТ

с обогащением 70%

и (штатное ЯТ) 235т

- —| ......Эксп (Апрокс. См Е

"ТГ1 --КАО<ЗУ — - МСИР ---мси

: 1

— —

О

-Эк СП (Д

"" —' 1 ....

ч. 1

с

V

V»

- £

1 1

Рисунок 10 - Радиальное распределение радиационного тепловыделения в ЦПАЗ реактора (МК-17)

составляет 3%, 26% и (топливо БН-600) - 12%, а для ЯТ с обогащением 10-12% (СВБР, БРЕСТ) до 20%. Методика расчёта С> используется при разработке ОУ с различными материалами (гидрид гафния, сталь, гафнат диспрозия, цирконий, молибден, вольфрам и др.) и теплоносителями (свинец, свинец-висмут, натрий), для планирования и расчетного сопровождения облучательных программ в БОР-бО, а также при расчетах других РБН.

Для проведения радиационных испытаний разработаны и применяются специальные экспериментальные и облучательные устройства: с несколькими "этажами" (различные температуры и среды), проточные и герметичные, с твэльным подогревом (патент), ЭТВС с замедлителем (патент), сборки с замедлителями (¿гН^'В - патент) и поглотителями (В4С,

ЩН* ■■■)■

Для инструментованных испытаний к ОУ присоединяется штанга для ввода измерительных линий. Непрерывный контроль условий облучения в БОР-бО возможен только в ячейке Д23. Однако увеличение объема облучений и их длительности потребовало обоснования возможности использования неинструментованных ячеек реактора с косвенным контролем параметров с помощью специальных расчетно-экспериментальных методик. Для экспериментального сопровождения облучения используются данные ИИС реактора, радиационные и температурные мониторы. Разработаны и аттестованы методики определения: энерговыделения, флюенса нейтронов, выгорания топлива; радиационного тепловыделения; температур облучения исследуемых образцов и ряд других.

Радиационные мониторы устанавливаются в ОУ для определения флюенсов нейтронов за определенный период облучения (обычно 1 МК). В качестве мониторов используются нейтрон-но-активационные детекторы, выбор которых обусловлен несколькими факторами: порогом регистрируемых нейтронов, временем облучения, радиационной нагрузкой и температурой. Мониторы устанавливаются в ОУ в места, выбранные по результатам расчётов. Погрешность экспериментального определения пороговых флюенсов нейтронов не превышает 5%, при пересчёте на флюенс быстрых нейтронов погрешность увеличивается до 9%.

Мониторы температур - это набор плавких мониторов, материал которых подбирается из

условия обеспечения контроля предельных температур, соответствующих температурам плавления выбранных материалов. Мониторы расставляются в нескольких, выбранных по результатам расчётов, местах ОУ. Имеющиеся мониторы позволяют перекрыть почти всю область температур, которая представляет иптерес при облучении материалов в ИР.

Таким образом, используя данные ИИС и мониторы обеспечивается экспериментальное определение условий облучения в любых ячейках реактора. Однако экспериментальный способ получения информации имеет недостатки: нельзя получить данные непосредственно в образцах, при их облучении в составе герметичных ампул; данные ограничены по пространству, мониторы занимают полезный экспериментальный объем и вносят возмущения в распределение характеристик, а также значительно усложняют конструкцию и обращение с ОУ; данные дают интегральную информацию за определенное время облучения, извлечение мониторов существенно усложняет и увеличивает время проведения облучательных программ, а в ряде случаев это и невозможно; многие параметры невозможно измерить непосредственно и они получаются только с привлечением различных расчётных методов.

Расчётное сопровождение облучения материалов состоит из нескольких этапов: определение возможности достижения требуемых параметров и обеспечения условий облучения в ИР; предварительные расчеты в обоснование конструкции ОУ, выбор места постановки в реактор и продолжительности облучения; разработка программы эксперимента и дальнейшего облучения; уточняющие расчеты реальной конструкции ОУ перед постановкой в реактор; определение параметров облучения исследуемых материалов в течение всего срока нахождения ОУ в реакторе; сопоставление расчетных результатов с экспериментальными данными.

Исходными данными для расчетов являются экспериментальные данные по ИР и конструкции ОУ. Расчётным способом можно получить почти любые параметры и характеристики с детализацией в пространстве и времени. Преимуществом расчётов является их оперативность, дешевизна и возможность получения результатов до начала проведения эксперимента. Расчётные способы имеют и недостатки, в первую очередь это недостаточная точность получаемых значений как следствие применения различных приближений и допущений при моделировании реальных процессов, происходящих в реакторе (ОУ, ампуле).

Наиболее полные и надежные результаты получаются при совместном расчётно-экспериментальном сопровождении облучений, когда используются данные расчётов, ИИС и мониторов. Экспериментальные значения служат опорными точками для расчётов, а расчётные данные используются для планирования и сопровождения экспериментов. Эти два метода взаимно дополняют и влияют друг на друга.

В связи с расширением производства радионуклидов и увеличением спроса на облучение конструкционных материалов в БОР-бО встал вопрос о возможном количестве нетопливных сборок (МП) в а.з. и их влиянии на характеристики реактора. Были проведены расчёты (1999г.) по оценке возможности увеличения числа нетопливных сборок в а.з. и оптимизации их расста-

новки, которые показали, что постановка в а.з. 12-ти МП не приведет к существенным изменениям НФХ. Дополнительный анализ (2009г) показал, что возможна загрузка до 20 нетопливных сборок, что в дальнейшем и было реализовано в реакторе. В результате максимальная Рп в центре а.з. уменьшилась, а на периферии а.з. увеличилась, в инструментованной ячейке НФХ почти не изменились. Увеличение а.з. привело к уменьшению темпа потери реактивности и радиальной неравномерности распределения НФХ.

Массовое облучение материалов в неинструментованных ячейках потребовало развития специальных расчетно-эксперимеитальных методик. Если флюенсы быстрых нейтронов хорошо определяются с помощью активационных мониторов, то определение температур с помощью плавких мониторов происходит с высокой погрешностью и не всегда возможна. Расчетная погрешность определения температур в сложных ОУ также велика.

Для уменьшения погрешности определения условий облучения было предложено проводить специальные методические эксперименты (МЭ) в инструментованной ячейке: ОУ устанавливается в ячейку Д23; реактор выводится на требуемые параметры, определенные в расчёте; проводится анализ экспериментальных и расчётных данных; выбирается ячейка для продолжения облучения; вносятся изменения в устройство и РМ; устанавливаются активационные и плавкие мониторы. Данная методика была разработана и аттестована.

Первоначально МЭ проводились в течение одной МК, в дальнейшем при увеличении об-лучательных программ и спроса на ячейку Д23 было предложено проводить краткосрочные МЭ в начале и конце МК длительностью до 5 суток. Данная методика стала активно использоваться и существенно расширила экспериментальные возможности реактора БОР-бО.

В главе 4 представлены расчетные исследования в обоснование продления срока эксплуатации РУ БОР-бО, выполненные с использованием верифицированных комплексов программ, методик и единой расчётной модели реактора.

БОР-бО оказывает широкий спектр научных и высокотехнологичных услуг, которые востребованы в России и за рубежом. Однако проектный ресурс реактора был установлен в 20 лет, т.е. до 1989г. Продление срока эксплуатации РУ БОР-бО позволит сохранить и использовать её экспериментальные возможности в решении задач отрасли по реализации инновационных проектов и продления эксплуатации других ЯР. Продление эксплуатации ИР дешевле, чем создание нового реактора. Однако новый ИР будет обладать большими экспериментальными возможностями. Реконструкция РУ - это промежуточное решение между продлением срока эксплуатации и созданием нового ИР.

В конце 1980-х годов были начаты работы по реконструкции РУ БОР-бО, результатом которых должен был стать пуск реактора БОР-бОМ. Планировалось, что в 2010г. будет произведен останов реактора БОР-бО для выполнения реконструкции и создания на его основе реактора БОР-бОМ с последующей его эксплуатацией до 2030г. Основные цели реконструкции реактора: продление ресурса РУ, расширение экспериментальных возможностей, удовлетворение со-

временным требованиям по безопасности. В результате реконструкции предполагалось сооружение нового реактора с его привязкой ко второму контуру РУ БОР-бО. Тепловая мощность реактора и параметры теплоносителя, конструкция и геометрические размеры твэл и TBC, тип ЯТ оставались теми же, что и в БОР-бО.

На первом этапе (1990-И993гг) работы проводились совместно с ОКБ "ГИДРОПРЕСС" (главный конструктор РУ БОР-бО), Были рассмотрены различные компоновки реактора БОР-бОМ, определены параметры реактора, внутриреакторного хранилища (ВРХ) и радиационной защиты, хранилища отработавших TBC в корпусе реактора БОР-бО и был выпущен эскизный проект РУ БОР-бОМ. В результате выполненных исследований было решено:

- Выбрать вариант реактора с верхним подводом теплоносителя (в БОР-бО - нижний).

- Совместить функции одного РО A3 с РО КС, РО СУЗ разместить симметрично в а.з., а РО АР вынести в БЭ. |

- Увеличить число инструментованных ячеек до двух и РО СУЗ до восьми.

- Создать 2 экспериментальных канала (ЭК), занимающих по 7 ячеек, в центре а.з. и в БЭ.

- Использовать ВРХ для отработавших ТВ С.

- Увеличить аксиальные размеры активной зоны с 450 мм (БОР-бО) до 500 мм.

- В БЭ использовать сборки с обедненным ураном, стальные и с карбидом бора.

В результате выполненных работ в целом облик реактора БОР-бОМ был сформирован. Однако в 1994г работы были остановлены в виду прекращения финансирования. Повторно к работам по проекту вернулись в 2000г., работы проводились в кооперации с ОКБМ, имеющим огромный опыт проектирования РБН (БН-600. БН-800, CEFR).

Картограмма загрузки реактора БОР-бОМ с центральным ЭК (ЦЭК) приведена на рисунке 11. Расчеты показали, что при наличии ЦЭК число TBC увеличивается на 11 шт., а максимальный поток нейтронов уменьшается на 15%. Использование ЦЭК усложнило конструкции малой поворотной пробки (МОП) и системы перегрузки TBC. а также сделало 19 ячеек в центре а.з. недоступными для ЭИ. Большой ЭК, расположенный в БЭ, получился не эффективным для проведения ЭИ из-за низкого значения потока нейтронов (<1 xlO1" cm~V).

Выполнены расчёты реактора с: оксидным и металлическим топливом: внутренней зоной

Рисунок 11 - Картограмма загрузки реактора ЬОР-бОМ

воспроизводства; двумя зонами обогащения топлива; различными материалами торцевых и боковых зон.

В результате выполнения работ была показана возможность продления срока эксплуатации РУ БОР-бО за счёт создания на его основе нового реактора с более широкими экспериментальными возможностями. Выполненные исследования показали, что: реактор БОР-бОМ не удовлетворяет в полной мере современным требованиям, предъявляемым к ИР; реконструкция реактора потребовала бы длительной остановки реактора БОР-бО; срок службы БОР-бОМ ограничен сроком службы 2-го и 3-го контуров РУ БОР-бО. Поэтому было решено отказаться от реконструкции реактора, сконцентрировать усилия на продлении срока эксплуатации РУ БОР-бО и разработке многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР). Работы по продлению срока эксплуатации и техническому перевооружению РУ БОР-бО были внесены в ФЦП «Ядерные энерготехнологии нового поколения ...».

Одним из параметров, определяющих срок эксплуатации РБН. является флюенс быстрых нейтронов и повреждающая доза на несменяемых элементах конструкции реактора.

Выполнить расчет пространственного распределения НФХ по всем МК реактора БОР-бО (более 160) в реальной геометрии по прецизионному коду МС11 (расчет одной МК составляет десятки часов) невозможно. Поэтому были проведены предварительные расчеты по ТЮОЕХ-КАР и всё многообразие состояний реактора сведено к нескольким характерным МК. которые наиболее полно описывают реактор. На основе штатной РМ реактора была создана новая РМ, разработана расчетно-экспериментальная методика, позволяющая провести уточнение условий облучения элементов реактора, проведены расчеты фпюенсов нейтронов и повреждающих доз на элементах конструкции БОР-бО, а также сделан прогноз до 2020 года.

В результате расчётов были определены наиболее напряженные элементы конструкции реактора (см. рисунок 12): корзина; корпус; кожух; коллектор; входной патрубок подачи натрия; выходной патрубок; нижняя плита МПП и шпильки с гайками, на которые она крепится; шпильки с гайками большой поворотной пробки (НИМ); корзина и корпус в збне уровня натрия: стык опорного фланца с обечайкой кожуха; опора реактора.

Рисунок 12 - Критические элементы реактора БОР-бО I - корзина, II - корпус,

III кожух.

IV — коллектор.

V - шпильки с гайками МПП,

VI - шпильки с гайками БПП.

XII - стык опорного фланца с обечайкой кожуха

Следует отметить, что ранее

наиболее критическими элементами считались - корзина, корпус реактора и напорный коллектор. После проведения уточняющих расчетов наиболее критическим элементом были признаны шпильки МПП, так как на них набрана максимальная повреждающая доза и они несут нагрузку в виде массы всех плит Ml 111.

В таблице 5 представлены результаты расчетов повреждающих доз в стали на конец 1989г (iокончание проектного ресурса эксплуатации реактора), конец 2012г (время проведения расчетов), прогноз на конец 2015г (для получения лицензии на эксплуатацию реактора) и на конец 2020г (останов реактора). Расчёты показали, что в 2020г значения повреждающих доз будут превышать значения, достигнутые в 1989г, почти в 3 раза, а флюенс быстрых нейтронов (3*1022 н/см2) на корпусе реактора достигнет проектного значения. Сравнение уточненных значений повреждающих доз в критических элементах реактора с результатами, полученными ранее, показало, что в целом уточнённые значения меньше полученных ранее.

Таблица 5 - Повреждающая доза в стали в критических элементах реактора, сна.

Элементы конструкции R, см Н, см 1989 2012 2015 2020

Корзина 62,2 ЦПАЗ 6,2 15,8 17 20

Корпус 71 ЦПАЗ 3,2 7,9 8,7 9,8

Кожух 76,5 ЦПАЗ 2,6 6,2 6,8 7,7

Коллектор 4,5 -75 6,0 15,0 16 18

Нижняя плита МПП и шпильки 6,8 62,5 10,0 23,0 25 27

Шпильки с гайками БПП 36 60 6,6 16,0 17 19

Выходной патрубок 76,5 84 0,28 0,9 1,0 1,1

Входной патрубок 15 -170 0,013 0,05 0,05 0,06

Опора реактора 90,5 ЦПАЗ 1,0 2,2 2,4 2,8

Для оценки погрешности расчётов были проанализированы ранее проведённые ЭИ в реакторе БОР-бО и выполнены новые, на основании которых была определена погрешность расчетного определения флюенса быстрых нейтронов на нижней плите МПП ~9 %. Результаты расчетов полей НФХ были занесены в архив КАР для дальнейшей обработки и использования при выполнении прогнозных оценок.

В отчётах по обоснованию безопасности РУ БОР-бО проанализированы различные проектные и запроектные аварии, однако, авария с падением плит МПП не рассматривалась. Поэтому были проведены РИ данной аварийной ситуации и предложен комплекс мер для предотвращения её развития. Решением данной проблемы была бы замена шпилек или всей МПП, что потребует останова реактора, т.е. фактически это возврат к идее реконструкции РУ. В случае замены МПП может быть изменено число и размещение органов СУЗ и ЭК, что существенно расширит экспериментальные возможности реактора, а также срок его эксплуатации.

Одним из путей повышения надежности крепления плит МПП является использование дополнительных элементов по их удержанию. Например, установка новых направляющих труб РО СУЗ, которые бы позволили закрепить плиты. Данное предложение прорабатывается в ОКБ "ГИДРОПРЕСС".

На основании выполненных материаловедческих и расчетно-экспериментальных исследо-

ваний были сделаны выводы о возможности продления срока эксплуатации РУ БОР-бО до 2016г и получена лицензия. В настоящее время ведутся работы по обоснованию продления срока эксплуатации БОР-бО до 2020г.

В главе 5 приведены примеры оптимизации конструкции и режимов эксплуатации ИР, демонстрирующие возможности расчетного моделирования и применения разработанного инструментария (РМ, программы, методики).

В результате проведённых расчётпо-экспериментальных исследований в БЭ была создана ячейка со смягчённым спектром нейтронов для проведения ЭИ и наработки радионуклидов. Число подобных ячеек в реакторе может быть увеличено до шести.

Оптимизация загрузки а.з. реактора БОР-бО. Неравномерность пространственного распределения НФХ в реакторе связана с рядом факторов: несимметричным радиальным и аксиальным расположением РО СУЗ; наличием различных топливных и нетопливных сборок; выгоранием топлива. Неравномерность распределения НФХ приводит к более напряженным условиям работы отдельных TBC, увеличению градиентов температур и НФХ в сборках, что отрицательно влияет на качество ЭИ. В равноудаленных от центра реактора ячейках НФХ могут отличаться до 20 % в а.з. и до 30 % в БЭ.

В результате выполненной оптимизации загрузки а.з. реактора: уменьшилась неравномерность распределения НФХ по реактору (радиальная неравномерность Fn уменьшилась с 1,66 до 1,55 отн.ед.); уменьшились максимальные энерговыделения в TBC; максимум НФХ сместился из 1-го ряда, где ЭИ не проводятся, во 2-й ряд, в ячейке Д23 также произошло увеличение Fn; была повышена суммарная наработка радионуклидов и их качество; намечены направления дальнейшей оптимизации компоновки реактора. Результаты расчётов были подтверждены экспериментальными данными, оформлены в виде рацпредложения и внедрены в реактор БОР-бО. Ячейки 2-го ряда стали наиболее востребованными и уже заняты для проведения ЭИ до конца срока службы реактора.

Оптимизация размещения ГО СУЗ. Размещение РО СУЗ в ИР оказывает существенное влияние на его характеристики, поэтому оно должно отвечать целям и задачам реактора. Основное назначение ИР - это проведение ЭИ и облучение различных материалов, т.е. его ценность определяется доступными объемами, потоками и спектрами нейтронов, их стабильностью.

Анализ исследований, выполненных в БОР-бО, показал, что наиболее востребованными и ценными являются ячейки в центре а.з. Очевидно, что размещение РО СУЗ в центральной части а.з. не целесообразно. Рядом с РО СУЗ, невозможно разместить ЭК и проводить ЭИ, а также затрудненно проведение облучательных программ из-за нестабильности и существенной неравномерности распределения НФХ.

Расположение РО СУЗ в действующем ИР изменить невозможно, поэтому оптимальному их размещению на стадии проектирования должно быть уделено особое внимание. Предлагает-

ся следующий способ размещения РО СУЗ в ИР:

- РО АЗ, как наиболее важные для безопасности реактора, размещаются симметрично в центральной части а.з. РО АЗ во время работы реактора извлечены из а.з., поэтому почти не оказывают влияния на НФХ. В центральной части а.з. могут быть размещены и КО (КР), которые во время работы реактора также извлечены.

- РО АР и КС во время работы ИР находятся в а.з. и перемещаются, поэтому располагаются на периферии а.з. Необходимый вес РО обеспечивается за счет увеличения их числа (на периферии а.з. это сделать легче) или увеличения их эффективности.

В результате такого размещения РО СУЗ: большая часть а.з. будет доступна для ЭИ; ЭК можно расположить в центральной части а.з.; отсутствие поглотителей в центре а.з. обеспечит более высокую Рп и стабильность НФХ во время работы реактора, что подтвердили выполненные расчёты. При размещении РО СУЗ в центральной части а.з. все приводы РО проходят через МПП, в которой также располагаются и ЭК. В результате различные группы РО СУЗ нельзя считать полностью независимыми, так как их работоспособность зависит от работоспособности МПП. В предлагаемом способе размещения РО СУЗ часть из них может быть размещена в БПП, что обеспечивает дополнительную независимость их функционирования и "разгрузит" МПП.

Оптимизация конструкции РО СУЗ. Надежности и эффективности РО СУЗ всегда уделяется повышенное внимание, но одновременно с этим РО СУЗ - это дорогостоящие элементы ИР. Поэтому необходима оптимизация конструкции и условий эксплуатации РО СУЗ с целью повышения их эффективности, продления срока службы и снижения стоимости. Расчётные исследования с использованием современных программ позволяют выполнить эту задачу, а наличие реактора БОР-бО проверить на практике и обосновать внедрение в другие РБН.

Расчёты эффективности РО СУЗ в зависимости от геометрии поглощающей части, обогащения и загрузки карбида бора (В4С) были выполнены на примере реакторов БОР-бО и БН-600.

В реакторе БОР-бО использовались различные конструкции РО СУЗ (одно и многопшь-иые, "нейтронныеловушки", герметичные или "сухие", с газовым и Ыа подслоем) и поглотители (Еи^Оз, В4С, СгВ2 и др.). Наибольшее распространение в РБН получили многопэльные РО с высокообогащенным В4С. Высокая удельная загрузка изотопа 10В ведет к существенным локальным неравномерностям НФХ в поглотителе, а также к термомеханическим нагрузкам (высокое удельное энерговыделение, распухание, газообразование). Однако даже применение высо-кообогащениого В4С не обеспечивает высокой эффективности РО СУЗ, а увеличение их числа ухудшает параметры и экономику РБН. Для повышения экономичности и безопасности РБН необходимо увеличение эффективности РО СУЗ. Возможные пути повышения эффективности:

1. Использование В4С с повышенным обогащением. На рисунке 13 приведена зависимость относительной эффективности РО СУЗ от обогащения бора.

2. Увеличение загрузки поглотителя в РО. На рисунке 14 приведена зависимость относи-

тельной эффективности РО СУЗ от массы В4С.

3. Применение замедлителя в РО. Расчет- ^ i ные исследования РО СУЗ с гидридом цирко- о(

ния (ZrH->) в качестве замедлителя, показали f

¡<

перспективность данного направления с точки ¡ зрения увеличения их эффективности. Такие 104 РО эксплуатировались в БОР-бО и БН-600, но ,

JO '¿О 3V 4U 3Ü ои OU yu IUU

по ряду причин ОТ их применения отказались. , , „ 06oraBtwier«>'°B.%

Рисунок 13 - Эффективность РО СУЗ в зависи-

4. Использование других поглотителей. В " мости от обогащения бора по В.

1 20

реакторе БОР-бО проводились расчётные и экс- ^ ^ периментальные исследования различных ти- | ] ](¡ пов поглотителей, наиболее эффективным при- ? 105 знан обогащенный В4С. | , Оо

Выполненные расчёты показали, что паи- | 0.и более эффективно повысить реактивностный 5 oso вес РО СУЗ можно за счет увеличения загрузки о«

J г lo 1S 2.0 22 2-1 2i5 ZS 30 32

поглотителя. Однако в существующей много- шса^.а

«-.-wr, / ic\ Рисунок 14 - Эффективность РО СУЗ в зависи-

пэльнои конструкции РО СУЗ (рисунок 15а) - мости от загрузки В4С.

это невозможно. Поэтому бьгла предложена кольцевая конструкция РО (см. рис. 156), лишённая отмеченного недостатка. Данная конструкция РО существенно расширяет возможности по увеличению загрузки В4С за счет

увеличения толщины кольцево- / . -..;••..'• го слоя с поглотителем. В результате может быть повышена эффективность РО СУЗ или же уменьшено обогащение бора с

сохранением эффективности. ( | р-;-е

При равенстве загрузки В4С в •! ^ ; ' ш

семипэльном и В кольцевом РО ¡Щ^ - сталь - »01 жтггеш. | -натрий

СУЗ эффективность кольцевого а) б)

Рисунок 15 - Поперечное сечение 7-ми пэльного и кольцевого ги

РО выше на 4-6%. Следует ' СУЗ.

А - размер гильзы СУЗ "под ключ", ипэл - диаметр пэла, ив -отметить, что доля стали в дан- диаметр вытеснителя. 01 и - внешний и внутренний диаметр

кольцевого пэла, Л - толщина оболочки.

ном РО в 2 раза ниже, чем в семипэльном варианте.

В центральной полости РО СУЗ кольцевого типа можно разместить цилиндрический пэл {двух пэльный вариант), что существенно повысит эффективность РО. В данной конструкции РО открываются возможности по её дальнейшей оптимизации за счёт использования в цен-

тральном и кольцевом пэлах различных обогащений по изотопу 10В и типов поглотителей (В4С, Eu203, HffU Размещение элемента с обеднённым В4С (отходы обогатительного производства) увеличивает эффективность на 23%, а распределение скорости реакции 10B(n,ct) в пэле становится более равномерньм.

РО АР в реакторе БОР-бО состоит из 4-х пэлов и 3-х стальных элементов. Поэтому для РО АР переход на кольцевую конструкцию еще более эффективен. Выполненные исследования позволили обосновать возможность применения в реакторе однопэльной конструкции РО с В4С естественного изотопного состава. РО АР данной конструкции впервые начали использоваться в БОР-бО.

Приведен пример оптимизации размещения РО СУЗ в реакторе БОР-бО. Размещение РО РР2 в центре а.з. реактора привело к тому, что 7 центральных ячеек стали непригодны для ЭИ. Замена одного РР2 на два РР, расположенных на периферии а.з. позволило бы: увеличить поток нейтронов и повысить стабильность НФХ; повысить безопасность реактора за счет замены высокоэффективного РР2 (2.3 %Дк/к) на два РР такой же суммарной эффективности; переместить в центр а.з. инструментованную ячейку из 5-го ряда. Однако данное предложение может | быть реализовано только при замене МПП реактора.

Одним из путей улучшения экономики РБН является продление срока эксплуатации РО СУЗ. По результатам выполненных расчётов и анализа условий эксплуатации РО СУЗ в БОР-бО I были предложены способы продления срока их эксплуатации. Результаты проведенных РИ по оптимизации условий облучения и конструкции РО СУЗ могут быть применены и к другим РБН, включая вновь проектируемые, с учетом специфики и конструктивных особенностей реактора.

Также в данной главе обоснована возможность применения ячеек К» 19 реактора БОР-бО, ранее никогда не использовавшихся, для проведения облучательных программ и в ближайшее время в них будут загружены ОУ. Выполнены расчёты критической загрузки и НФХ реактора CEPR. Экспериментальное значение КЗ равно - 72, а расчётное 73 TBC. Таким образом, была подтверждена правомерность использования единой РМ и заложенных в неё приближений при расчете другого ИР. Данные результаты были использованы автором во время работы в качестве научного советника при пуске реактора CEFR (2009-2011 гг).

В главе 6 представлены отдельные работы, выполненные в рамках проекта МБИР. Расчёты выполнены с использованием программ, моделей, методик и предложений по оптимизации загрузки а.з. и отдельных элементов ИР на быстрых нейтронах, представленных выше.

Создание МБИР позволит сохранить и усовершенствовать экспериментальную базу для продолжения реакторных исследований безопасности, надежности, экономической эффективности разрабатываемых и действующих ЯР. В МБИР должен быть сконцентрирован успешный опыт действовавших и проектировавшихся РБН, а также учтены имевшиеся в них недостатки и новые требования, предъявляемые к современным ИР.

Основные цели и задачи, стоящие перед МБИР, были определены на предварительном этапе и во многом повлияли на его характеристики и параметры. Существенное влияние на проект МБИР оказал опыт эксплуатации БОР-бО, разработки реактора БОР-бОМ и отдельных его элементов, а также предварительные расчётные исследования и оценки, выполненные автором. Работы по формированию компоновки активной зоны и БЭ реактора, конструкции твэлов, ТВС, РО СУЗ, сборок БЭ, защиты ВРХ и ряд других, выполнены в сотрудничестве с другими организациями (НИКИЭТ, ФЭИ).

Большое влияние на компоновку а.з. оказывают РО СУЗ, ЭК и нетопливные сборки. Для увеличения размеров ЭК было предложено использовать петлевые каналы (ПК), занимающие семь ячеек, впервые предложенные для БОР-бОМ. По аналогии с БОР-бОМ было решено в центре а.з. разместить центральный ПК. Число ПК в БЭ увеличить до двух, также увеличить число ЭК в активной зоне до трёх и расположить их в несимметричных ячейках различных рядов, что расширяет экспериментальные возможности реактора.

Для обеспечения возможности размещения ПК в центре а.з., а также уменьшения влияние перемещающихся в процессе работы РО АР и РР на проводимые в соседних ячейках эксперименты они были расположены на периферии а.з. и по возможности симметрично: РР. АЗ и КР в 4+5 рядах, РО АР на границе а.з.

В МБИР первоначально предполагалось использовать 3 типа РО СУЗ - три АЗ, три РР и два АР. В связи с недостаточной эффективностью РО РР, отвечающих за компенсацию мощно-стного и температурного ЭР (-1,1 %Дк/к), обеспечение подкритичности реактора в 2 %Дк/к при взведенных РО АЗ и компенсацию потери реактивности от выгорания топлива было предложено ввести два РО КР вместо одного АЗ и одного РР, т.е. использовать в реакторе четыре типа РО СУЗ. Назначение РО КР - компенсация мощностных и температурных ЭР. Данное предложение позволило обеспечить требуемую подкритичность реактора при взведенных РО АЗ и продолжительность МК. _

В качестве штатной конструкции РО СУЗ предложена семи-пэльная конструкция и определены её размеры (см. рисунок 16а). Для повышения эффективности РО СУЗ предложено использовать кольцевую конструкцию (см. рис. 166) с увеличенной загрузкой поглотителя (см. рис. 1 бе). Относительные расчётные значения эффективности РО РР для рассмотренных вариантов конструкции приведены в таблице 6. Увеличения загрузки поглотителя и эффективности РО РР в ещё большей степени можно достичь в

а)

б)

в)

Рисунок 16 - Сечения РО СУЗ реактора МБИР а) - семь пэлов, б) - кольцевая конструкция с сохранением загрузки В1С, в) - кольцевая конструкция с увеличенной загрузкой В^С

двухпэльной кольцевой конструкции.

В результате проведенных Таблица 6 - Относительная эффективность PO РР

исследований и расчётов: в каче- Вариант/Рисунок 17 1/а 2/6 3 / в'

Число ПЭЛ, шт. 7 11

стве штатной конструкции A3 и Масса карбида бор~ отн,ед, 1>00 }ГТзГ

АР предложена семипэльная кон- [Относительная эффективность, отн.ед. 1,00 1,05 1,21 струкция; для РР и KP - кольцевая конструкция и альтернативный варианта с двух пэльной конструкцией; определены сроки эксплуатации РО СУЗ; тепловыделение и температуры в РО СУЗ. Для обоснования кольцевой конструкции РО СУЗ подготовлена программа эксперимента, разработано ОУ с элементами кольцевых пэлов и начато облучение в БОР-бО. РО СУЗ аналогичной конструкции предполагается использовать и в других РБН (СВБР), их испытания также начаты в БОР-бО.

В результате проведенных расчётов определены конструкция и основные параметры твэл и TBC реактора МБИР: TBC состоит из 91 твэла (61 центральных и 30 периферийных), наружный размер чехла «под ключ» - 72,0 мм, толщина стенки - 1,5 мм, материал чехла - сталь ЭП-450, шаг размещения TBC - 74,0 мм, размер полости для сбора газообразных продуктов деления (ГП) - 500 мм, высота активной части - 550 мм (БОР-бО и CEFR - 450 мм). Размеры верхней и нижней ТЗВ сделаны одинаковыми (200 мм), в отличие от БОР-бО (100 и 150 мм) и CEFR (100 и 250 мм), для обеспечения симметрии в распределении НФХ. Большие размеры ТЗВ, излишние с точки зрения нейтронного подпора, необходимы для обеспечения возможности облучения твэлов с верхним расположением ГП и увеличения экспериментальных объёмов. Не- i большая верхняя ТЗВ в БОР-бО приводит к существенным офаниченяям при испытаниях твэлов с верхним расположением ГП, к аксиальной неравномерности распределения НФХ и повышенному потоку нейтронов на МПП.

Над верхней ТЗВ предложено разместить нейтронную защиту (сталь) высотой до 300 мм, что позволит: повысить эффективность защиты верхних элементов реактора; увеличить объемы, доступные для проведения ЭИ; обеспечить возможность перехода реактора на другое топливо и обогащение (металлическое, нитридное, с жидкометаллическим подслоем, верхней ГП \ и др.); изменять аксиальные размеры активной части TBC.

Рассмотрены наиболее освоенные в РБН твэлы с диаметрами оболочки 6,0 мм (БОР-бО) и 6,9 мм (БН-600). Основным ограничивающим фактором при эксплуатации твэлов является линейная плотность теплового потока (Q1), которая не должна превышать 500 Вт/см. При одинаковых значениях Q1 значения Fn получаются выше в более тонких твэлах, что стало определяющим при выборе диаметра твэла. На рисунке 17 приведена зависимость максимального значения Fn от обогащения ЯТ (доля плутония) и диаметра твэла. Выполненные расчёты показали, что обогащение ЯТ при заданной тепловой мощности реактора (150 МВт) может изменяться в небольшом диапазоне 35-40 % и максимальное значение плотности потока нейтронов в реакторе будет меньше 6*10IS cm"V.

Таблица 6 - Относительная эффективность РО РР

Вариант / Рисунок 17 1/а 2/6 3 /в

Число ПЭЛ, шт. 7 1 1

Масса карбида бора, отн.ед. 1,00 1,00 1,35

Относительная эффективность, отн.ед. 1,00 1,05 1,21

Для уточнения конструкции TBC, определения температурных полей в твэлах были проведены тепло-гидравлические расчеты TBC, которые подтвердили правильность предложенной конструкции TBC и возможность обеспечения требуемых температурных условий облучения твэл в течение всего срока их эксплуатации.

Две зоны обогащения ЯТ. В РБН широкое применение нашло использование нескольких зон обогащения ЯТ, которые используются для выравнивания поля энерговыделения. Выполненные расчёты показали, что в МБИР при имеющихся ограничениях появляются дополнительные преимущества при использовании двух зон обогащения ЯТ: зона малого обогащения (ЗМО) в центральной области (до 4-х рядов) и зона большого обогащения (ЗБО) в периферийной области а.з. (2+3 ряда). Основные преимущества использования двух зон обогащения: достижение более высокой Fn; выравнивание поля энерговыделения; максимальные выгорания ЯТ в ЗМО и ЗБО практически совпадают и облучение происходит в течение примерно одного срока; условия облучения TBC в ЗМО и ЗБО ближе между собой, чем в TBC с одним обогащением; обогащение ЯТ в ЗМО соответствует обогащению ЯТ (26%) в БН-600; использование в ЗМО топлива с долей плутония ниже 30%, изготовление и применение которого уже обосновано в РБН; в ЗБО можно использовать ЯТ с такой же долей Ри, что в ЗМО и обогащенным ураном (до 20 % 23SU), применение которого также обосновано в БОР-бО.

Кроме того, в а.з. расположен ПК и до 14 нетопливных экспериментальных сборок. В случае их отсутствия а.з. существенно уменьшится и будет превышено максимально допустимое значение Q1. В результате необходимо будет облучать стальные "болванки" или работать на пониженной мощности. Наличие ЗМО позволит избежать этого за счет увеличения числа TBC ЗМО и уменьшения числа TBC ЗБО. При пуске реактора с одной зоной обогащения число TBC будет существенно меньше, чем в стационарном состоянии, т.е. реактор сможет работать только на пониженных мощностях. При наличии двух зонного обогащения пуск реактора можно осуществить на TBC ЗМО и по мере выгорания ЯТ догружать на периферию TBC ЗБО, что позволит плавно, без ограничения мощности реактора перейти в стационарный режим работы.

Боковой экран и ВРХ. Боковой экран играет важную роль, выполняя следующие функции: уменьшение утечки нейтронов; ослабление потока нейтронов на несменяемые элементы и корпус реактора; размещение ВРХ отработавших TBC, а также используется для проведения ЭИ, наработки радионуклидов и обеспечивает возможность изменения размеров а.з. Поэтому необходимо определить оптимальные размеры и состав БЭ, конструкцию сборок БЭ и ВРХ.

Для выполнения этой задачи был проанализирован опыт эксплуатации и результаты по-

Доля Ри еЯТ

Рисунок 17 - Зависимость Fn от обогащения ЯТ и диаметра твэла

слереакторных исследований различных сборок БЭ (СБЭ) реактора БОР-бО. По результатам проведенного анализа были сделаны выводы о перспективности применения различных конструкции СБЭ, рассмотрены различные варианты компоновки СБЭ. Для выбранного варианта СБЭ проведены расчеты нейтронно-физических и тепло-гидравлических характеристик. Показано, что предпочтительнее использовать многоэлементную конструкцию СБЭ, в которой в зависимости от потребностей будут использованы различные "наполнители" в элементах: сталь, обедненный уран, В4С, ZrHx, HfHx, сырье для наработки радионуклидов, вместо отдельных элементов могут устанавливаться образцы-свидетели, мониторы флюенсов, температур и т.д.

Эффективность нейтронной защиты реактора. В качестве штатной нейтронной защиты в БЭ планируется использовать стальные СБЭ, которые должны снизить плотность потока быстрых нейтронов на корпус реактора до значений, обеспечивающих назначенный срок службы. Кроме того, наличие ВРХ существенно повышает требования к эффективности нейтронной защиты. Уменьшить потоки в ВРХ и на корпус реактора можно за счёт увеличения толщины БЭ (числа рядов стальных СБЭ), что приведёт к увеличению размера корпуса реактора. Однако использование эффективных поглотителей или замедлителей нейтронов в сборках БЭ позволяет существенно снизить потоки нейтронов и повреждающие дозы. Были рассмотрены различные материалы

в качестве нейтронной защиты - сталь, карбид t

ч

бора, гидриды циркония и гафния, бериллий. На |

рисунке 18 приведены радиальные распределе- I

f

пия плотности потока быстрых нейтронов в БЭ J с различным составом нейтронной защиты, 5 расположенной в 1 СИ-11 рядах картограммы. | Выполненные расчёты показали, что ZrHx 1 и HfH„ являются наиболее эффективной нейтронной защитой, их применение позволит сократить количество рядов защиты. Кроме того, эффективная защита существенно снизит радиационные и тепловые нахрузки на шахту реактора, а также активацию воздуха, охлаждающего защитные конструкции реактора. Выполнены также расчёты по оптимизации размеров ВРХ, определены условия облучения отработавших TBC в ВРХ и их выгрузки из реактора. Многие результаты расчетов и предложений, представленные в данной главе, вошли в проектные документы МБИР, а отдельные могут быть реализованы в дальнейшем при эксплуатации реактора.

Продолжение облучений, начатых е БОР-60, в реакторе МБИР. В БОР-бО проводится огромный объем ЭИ и различных реакторных испытаний, которые имеют большое значение для обоснования новых перспективных материалов, повышения выгорания топлива и предельных флюенсов нейтронов. Ресурсные испытания материалов длительны по времени. Так, для достижения повреждающих доз 200 сна, которые закладываются в перспективные проекты РЕН,

S -» -!НС<ествств«кньй) -tV-в*С(с6сдиснпыИ1 --О-ве -Предельное значен««

—^

1 РЯЦ 10 ря, I ряд 12 ря, i 13 РИД 14pfV 1

Рисунок 18 - Радиальное распределение плотности потока быстоых нейтоонов в БЭ

облучение в БОР-бО должно продолжаться 10+15 лет. Очевидно, что столь длительные испытания не могут быть выполнены в БОР-бО за оставшееся время, но и ожидать пуска МБИР - это потеря 6+8 лет, что также недопустимо. Спрос на испытания в БОР-бО в последние годы его эксплуатации будет существенно зависеть от возможности продолжения данных испытаний и после останова реактора. Поэтому, условие непрерывности испытаний, начатых в БОР-бО и их продолжение в МБИР, является важной составляющей как продления эксплуатации и модернизации РУ БОР-бО, так и проекта МБИР.

Выполненные расчёты показали, что облучение материалов, начатое в БОР-бО, может быть продолжено в МБИР. Обоснование идентичности условий облучения в реакторах МБИР и БОР-бО будет выполнено за счёт: применения верифицированных кодов, единых методик и расчётных моделей; экспериментального определения параметров с использованием инструментованных ячеек и мониторов. В БОР-бО уже начаты испытания топливных композиций и конструкционных материалов, рассчитанные на облучение в реакторе до его останова и продолжение испытаний в МБИР.

Основные результаты работы и выводы

Разработан и внедрен комплекс программ и расчётно-экспериментальных методик для научно-методического сопровождения исследовательского реактора на быстрых нейтронах, который позволяет в течение всего жизненного цикла (проектирование, пуск, эксплуатация, реконструкция и продление эксплуатации) обеспечивать надежную, длительную, безопасную эксплуатацию реактора, проведение различных исследований и испытаний, повышать эффективность работы реактора, а также использовать его при проектировании новых ИР.

1. Выполнение работы способствовало сохранению, систематизации и использованию опыта эксплуатации и расчетно-экспериментальных исследований, проведенных на реакторе БОР-бО за его более чем за 40-летнюю историю. Создана база данных по всем состояниям реактора (более 160 МК), облученным сборкам и твэлам (более 3000).

2. Разработан и внедрен в эксплуатацию комплекс автоматизированного расчета характеристик исследовательского реактора, длительная эксплуатация которого на реакторе БОР-бО показала его высокую эффективность и надежность.

3. В результате выполнения работы были изучены характеристики реактора БОР-бО в различных его состояниях от физического пуска до настоящего времени, что позволило повысить эффективность использования реактора, его экспериментальные возможности, а также выполнить валидацию и аттестацию программных средств.

4. Проведены многочисленные расчётно-экспериментальные исследования на реакторе БОР-бО, а также проанализированы и обсчитаны ранее выполненные экспериментальные исследования. Разработаны и внедрены методики, расширяющие экспериментальные возможности реактора и уменьшающие погрешность получаемых данных. Внесены изменения в реактор БОР-бО и его режимы эксплуатации, обеспечившие длительную и эффективную его работу, по-

вышение безопасности и экономичности.

5. С использованием специально разработанных экспериментальных и облучательных устройств, экспериментальных программ, расчетных моделей и методик были проведены реакторные эксперименты, которые внесли существенный вклад в обоснование возможности применения различных материалов и отдельных элементов перспективных РБН, а также продление срока эксплуатации действующих реакторов.

6. Разработанные методики, верифицированные коды и расчётные модели были применены при обосновании продления срока эксплуатации РУ БОР-бО, реконструкции реактора БОР-бО (реактор БОР-бОМ) и в проекте реактора МБИР, использовались для оптимизации компоновки активной зоны, размещения РО СУЗ и экспериментальных каналов, конструкции отдельных элементов исследовательских реакторов.

В результате выполнения работы решена крупная научная проблема - научно-методическое сопровождение эксплуатации исследовательского реактора на быстрых нейтронах, имеющая важное социально-экономическое и хозяйственное значение. Цель работы достигнута.

Автор выражает благодарность сотрудникам ГНЦ РФ ФЭИ, НИКИЭТ, ОКБ ГП, ОКБМ и других организаций, с которыми происходило тесное сотрудничество при выполнении работ, представленных в диссертации. Отдельная благодарность сотрудникам НИИАР -[Г.К.Антипину|, А.В.Варивцеву, Г.И.Гаджиеву, С.Г.Ерёмину, [В.Н.Ефимову], А.Л.Ижутову, В.В.Калыгину, Ю.М.Крашенинникову, А.Н.Козолупу, Ю.В.Набойщикову, В.С.Неустроеву, Н.С.Погляд, Ю.Л.Ревякину, Д.К.Рязанову, В.А.Старкову, А.А.Тейковцеву, |И.В.Яковлевой| и многим другим за помощь в проведении расчетов и экспериментов, сборе и обработке данных, обсуждении результатов исследований.

Основные результаты диссертации изложены в следующих работах:

1. Жемков И.Ю., Митин A.M., Токарева Е.С. Автоматизация паспортизации параметров облучения тепловыделяющих сборок активной зоны и бокового экрана реактора БОР-бО// ВАНТ, Ядерная техника и технология, Вып.6,1991, С.9-12.

2. Жемков И.Ю., Митин A.M., Токарева Е.С. Формирование базы данных для нейтрон-но-физического расчета реактора БОР-бО с помощью ПЭВМ// ВАНТ, Ядерная техника и технология, Вып.6, 1991 с.36-44.

3. Жемков И.Ю., Митин A.M., УтинаВ.В., ЯковлеваИ.В. Обоснование математической модели реактора БОР-бО для расчета нейгронно-физических характеристик в трехмерной геометрии// ВАНТ, Ядерная техника и технология, Вып.6, 1991 с.3-9.

4. Жемков И.Ю., Яковлева И.В. Концепция технологии верификации программных средств для получения нейтронно-физических характеристик реактора на быстрых нейтронах БОР-бО// ВАНТ, Ядерная техника и технология, Вып.1, 1993 с.33-41.

5. Жемков И.Ю, Усынииа С.Г. Выгорание актинидов в реакторе на быстрых нейтронах:

эксперимент и расчет//Известия ВУЗ. Ядерная энергетика. 1994. N4-5. С.30-34.

6. Жемков И.Ю, Борисенков В.И, Ишунина О.В. Расчетное исследование ТВС с уран-плутониевым топливом, достигшим максимального выгорания в активной зоне реактора БОР-60// ВАНТ, Сер. Ядерная техника и технология, 1995. Вьш.1. С.3-8.

7. Жемков И.Ю. Комплекс автоматизированного расчета характеристик реакторов на быстрых нейтронах. Сб. научных трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1996. Вып.4. С. 56-68.

8. Жемков И.Ю. Расчетное моделирование характеристик реактора БОР-бО в процессе его эксплуатации и совершенствования. Сб. Научных трудов/ Димитровград: ГНЦ НИИАР, 1997. Вьт.5. С.59-65.

9. Жемков И.Ю., Ишунина О.В., Яковлева И.В. Программное обеспечение расчетов нейтронно-физических характеристик реактора БОР-бО. Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ

НИИАР, 1998. Вып.4. С.54-65.

10. Жемков И.Ю., Ишунина О.В., Яковлева И.В. Расчеты нейтронно-физических характеристик реактора БОР-бО. Новые технологии для энергетики, промышленности и строительства. Сборник рефератов и статей. Вып. 2.2000г. с.195-204.

11. Karelin Ye.A., Efimov V.N., Zhemkov I.Yu., etc. Radionuclide production using a fast flux reactor. Applied Radiation and Isotopes. Volume 53, Number 4,2000, Pages 825-827.

12. Жемков И.Ю., Ишунина O.B., Яковлева И.В. Сборник нейтронно-физических характеристик реактора БОР-бО. Димитровград. ГНЦ РФ НИИАР, 2000. 38 с. 100 экз.

13. Ефимов В.Н., Жемков И.Ю., Козолуп А.Н. Возможности реактора БОР-бО для широкомасштабного контролируемого облучения нетопливных сборок в активной зоне. Сборник трудов. Димитровград: ГНЦ НИИАР, 2001. Вып.4. С.82-92.

14. Гаджиев Г.И., Жемков И.Ю., Ефимов В.Н. и др. Некоторые экспериментальные работы, выполненные на БОР-бО. Атомная энергия, 2001, т.91, вып. 5, с.369-378.

15. Жемков И.Ю., Кириллович А.П. Серебряков В.В. Радиационная обстановка при подготовки облученных ТВС реактора БОР-бО к регенерации. Атомная энергия, 2003, т.95, вып.2, с.140-147.

16. Жемков И.Ю., Ефимов В.Н. Набойщиков Ю.В. Ишунина О.В. Критические состояния и эффективности сборок реактора БОР-бО. Сб. научных трудов. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ

НИИАР, 2003. Вып.4. С.79-87.

17. Кириллович А.П., Серебряков В.В., Свиридов А.Ф., Жемков И.Ю. Исследование выхода 85Кг и его влияние на радиационную обстановку при подготовке топлива БОР-бО к регенерации. Атомная энергия, 2003, т.94, вып. 3, с. 179-184.

18. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В. Расчетное сопровождение перегрузок реактора БОР-бО. Новые технологии для энергетики, и промышленности и строительства. Сборник рефератов и статей. Димитровградского научного центра Поволжского отделения АТН РФ 2005г.

19. Ефимов В.Н., Жемков И.Ю., А.Н.Козолуп и др. Канал-петля на реакторе БОР-бО для

испытания топлива реактора БРЕСТ. Сборник докладов XII ежегодной конференции Ядерного общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии». Т.2, ч.2, с.55-71.

20. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В., Ишунина О.В. Разработка методики для уточнения флюенсов нейтронов на элементах конструкции реактора БОР-бО. Сборник трудов. Димитров-град: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2007. Вып.З. С.40-48.

21. Жемков И.Ю., Варивцев A.B. Расчётные исследования характеристик ячейки реактора БОР-бО со «смягчённым» спектром нейтронов. Сборник трудов. Димитровград: ФГУП ГНЦ РФ НИИАР, 2007. Вып.З. С.34-40.

22. Рисованый В.Д., Захаров A.B., Клочков Е.П., Барышев A.B., Жемков И.Ю. Разработка стержней СУЗ нового поколения для ядерных реакторов на быстрых нейтронах// Сб. трудов научной конференции НТК-2008, Ядерное топливо нового поколения для АЭС. Результаты разработки, опыт эксплуатации и направления развития, Москва, 19-21 ноября 2008 г., ВНИИНМ.

23. Жемков И.Ю. Оптимизация размещения органов СУЗ в исследовательском реакторе на быстрых нейтронах. Сборник трудов НИИАР. 2010, Вып.1, с.27-34. Сайты: www.AtomInfo.ru,www.AtomEnergy.ru,www.niiar.ru.

24. Гаджиев Г.И., Жемков И.Ю. Комплекс исследований по повышению безопасности и обеспечению длительной эксплуатации реактора БОР-бО. Сборник докладов научно-технического семинара: Pom реактора БОР-бО в инновационном развитии атомной отрасли: Димитровград: ОАО "ГНЦ НИИАР", 2010. С.33-37.

25. Жемков И.Ю., Третьяков И.Т., Лопаткин A.B., Поплавский В.М. и др. От БОР-бО к реактору МБИР: преемственность и развитие. Роль реактора БОР-бО в инновационном развитии атомной отрасли: сборник докладов научно-технического семинара. Димитровград, 2 марта 2010г. - Димитровград: ОАО "ГНЦ НИИАР", 2010. С. 125-132.

26. Гаджиев Г.И., Жемков И.Ю. Обзор исследований нейтронно-физических характеристик, выполненных при пуске реактора БОР-бО: Обзор. - Димитровград: ОАО «ГНЦ НИИАР», 2011.-88 с.

27. Святкин М.Н., Ижутов A.JL, Жемков И.Ю.и др. Обоснование выбора и разработка компоновочных и конструктивных решений активной зоны реактора МБИР. Исследовательские ядерные реакторы. Годовой отчет ФГУП ГНЦ РФ НИИАР. С.29-31. 2011.

28. Варивцев A.B., Набойщиков Ю.В., Жемков И.Ю. Расчетные исследования эффективности нейтронной защиты корпуса и внутриреакторного хранилища реактора МБИР. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2011, вып. 4, с.97-101.

29. Жемков И.Ю., Набойщиков Ю.В. Анализ использования ячеек реактора БОР-бО для проведения экспериментальных исследований. Известия вузов. Ядерная энергетика. №1. 2012. С.21-31.

30. Варивцев A.B., Жемков И.Ю., Ишунина О.В., Набойщиков Ю.В., Неверов В.А. Рас-четно-экспериментальные исследования радиационного тепловыделения в реакторе БОР-бО.

Известия вузов. Ядерная энергетика. №1. 2012. С.91-98.

31. Варивцев A.B., Жемков И.Ю. Уточненная методика расчета радиационного тепловыделения в реакторе БОР-бО. Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика ядерных реакторов, 2012, вып. 4, с.31-38.

32. Крюков Ф.Н., Сюзев В.Н., Никитин О.Н., Жемков И.Ю. и др. Состояние легированного металлического топлива после облучения в быстрых реакторах. Атомная энергия, 2012, Т.113. вьга.4. С.222-228.

33. Варивцев A.B., Жемков И.Ю., КозолупА.Н., ПоглядН.С. Расчетно-эксперименталь-ные исследования в обоснование температурных условий облучения конструкционных материалов в реакторе БОР-бО. Известия Самарского научного центра РАН, 2012г., том 14(4), с. 990995.

34. Варивцев A.B., Жемков И.Ю. Расчётно-экспериментальные исследования радиационного тепловыделения в боковом экране реактора БОР-бО. Известия вузов. Серия: Ядерная энергетика. №3. 2013г. С. 110-116.

35. Варивцев A.B., Жемков И.Ю. Тестирование уточнённой методики расчёта радиационного тепловыделения на периферии активной зоны реактора БОР-бО. "ВАНТ. Серия: Физика ядерных реакторов", 2013г. Вып. 4. С. 55-60.

36. Варивцев A.B., Ерёмин С.Г., Жемков И.Ю. и др. Calculated and experimental justification of a possibility to provide temperature conditions for structural materials irradiated in reactor BOR-60. Сборник трудов конференции: European research reactor conference 2013 (RRFM-2013), Saint Petersburg, 21-25 April 2013, P. 550-556.

37. Жемков И.Ю., Ижутов A.JI., Новоселов A.E., Погляд Н.С., Святкин М.Н. Экспериментальные исследования в БОР-бО и анализ возможности их продолжения в МБИР/ Атомная энергия, 2014, т.116. вып.5. С. 280-283.

38. StergarE., Eremin S.G., Gavrilov S., Lambrecht M., PoglyadN.S., Zhemkov I.Yu. LEXUR-1I-LBE an iiradiation program in lead-bismuth to high dose. Journal of Nuclear Materials. 2014. Volume 450, Issues 1-3, July 2014. P.262-269.

39. Пат. 2524683 РФ: МПК G21C1/02 Устройство с твэльным подогревом теплоносителя для облучения материалов в ядерном реакторе/ Ерёмин С.Г., Плотников А.И., Жемков И.Ю. №2013100640; заявл. 09.01.2013; опубл. 10.08.2014, Бюл. №22.

Подписано в печать 17.09.2014. Формат 60x84/16. Усл. печ. л. 2,38. Тираж 80 экз. Заказ № 801.

Отпечатано в открытом акционерном обществе «Государственный научный центр - Научно-исследовательский институт атомных реакторов» 433510, Димитровград-10 Ульяновской обл.