автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетное обеспечение экспериментальных исследований на реакторе ИР-8 с использованием прецизионной программы MCU-PTR

На правах рукописи

ПЕСНЯ Юрий Егорович

РАСЧЕТНОЕ ОБЕСПЕЧЕНИЕ ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ИССЛЕДОВАНИЙ НА РЕАКТОРЕ ИР-8 С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ПРЕЦИЗИОННОЙ ПРОГРАММЫ мси-ртя

Специальность: 05.14.03 - Ядерные энергетические установки, включая проектирование, эксплуатацию и вывод из эксплуатации

2 4 Ш 2015

Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

Москва — 2015

005570216

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт».

Научный руководитель:

Официальные оппоненты:

Ведущая организация:

Насонов Владимир Андреевич, кандидат технических наук, начальник лаборатории КЯТК НИЦ «Курчатовский институт»

Щукин Николай Васильевич, доктор физико-математических наук, профессор НИЯУ МИФИ

Кочетков Лев Алексеевич, кандидат технических наук, советник генерального директора АО «ГНЦ РФ - ФЭИ»

Акционерное Общество «Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени H.A. Доллежаля» (АО "НИКИЭТ")

Защита состоится «22» сентября 2015 г. в 14.00 на заседании диссертационного совета Д520.009.06 в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт» по адресу: 123182, г. Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт» и на сайте www.nrcki.ru

Автореферат разослан «_»

2015 г.

Ученый секретарь диссертационного совета д.т.н., профессор

В.Г. Мадеев

© Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт», 2015

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность

Нейтронный исследовательский комплекс на базе реактора ИР-8 Курчатовского института предназначен для проведения фундаментальных и прикладных исследований в области ядерной физики, физики твердого тела, радиационного материаловедения, физики наносистем и наноструктур, радиобиологии и биофизики.

На реакторе ИР-8 создана исследовательская облучательная база с использованием вертикальных каналов в активной зоне и в отражателе реактора, которая позволяет проводить большой объем облучения конструкционных материалов, осуществлять исследования топлива, проводить исследования по разработке методов и технологий получения радиоизотопов для медицинских целей. На базе горизонтальных экспериментальных каналов осуществляются фундаментальные и прикладные исследования в области физики твердого тела, ядерной физики, радиационного материаловедения, исследования в области паноматериалов, радиоактивных и облученных материалов, ядерной медицины и др.

Обеспечение эффективной и безопасной эксплуатации ядерных установок является одной из важнейших задач, стоящих перед современной прикладной наукой.

Как известно, нейтронно-физические расчеты являются общепризнанным инструментом обоснования параметров исследовательских ядерных реакторов. Использование программных средств (ПС) позволяет оперативно решать следующие задачи: проводить вариантный расчетный анализ для формирования активных зон и выбора загрузок топлива, минимизировать запас реактивности, оптимизировать использование топлива, а также прогнозировать и определять условия реакторных ресурсных испытаний экспериментальных твэлов и TBC, условий облучения образцов в ампульных устройствах (АУ) и т.д. Для исследовательских реакторов, использующих TBC типа ИРТ-ЗМ, актуальными представляются исследования, связанные как с разработкой расчетных трехмерных моделей, использующих современное константное обеспечение и методы решения, так и с адаптацией этих моделей к особенностям конкретного реактора и верификацией их на основе сопоставления с экспериментальными данными.

Для разработки экспериментальных программ реакторных исследований принципиально важно знать не только величины основных нейтронно-физических параметров реактора и экспериментальных устройств, но и прогноз их изменения в процессе работы реактора. Реактор ИР-8 имеет 12 горизонтальных экспериментальных каналов (ГЭК) для вывода нейтронных пучков и 29 различных вертикальных каналов (ВЭК) в активной зоне и отражателе, в которых могут облучаться АУ с образцами из самых разнообразных материалов (корпусные стали, образцы-свидетели, композитные материалы, карбид кремния с кадмием, кварцевые стекла,

электросоединители и др.). Из-за сложности и разнообразия геометрических форм элементов конструкции как самого реактора ИР-8, так и различных экспериментальных устройств (ЭУ) с опытными образцами инженерные программы нейтронно-физического расчета не удовлетворяют современным требованиям к точности определения параметров в ходе расчетного дореакторного и реакторного сопровождения экспериментов. Прецизионные ПС, реализующие метод Монте-Карло, возможности которых по точности моделирования ограничены только неопределенностью констант в файлах оцененных ядерных данных, удовлетворяют современным требованиям к проводимым экспериментам.

Все вышесказанное свидетельствует об актуальности разработок по обеспечению расчетного сопровождения эксплуатации ИР-8 и определению необходимых параметров проводимых экспериментов на реакторе с использованием прецизионной программы МСи-РП1 с базой данных МБВРТ50(организация-разработчик и собственник НИЦ «Курчатовский Институт»), реализующей метод Монте-Карло, с учетом постоянно возрастающих требований к безопасности и эффективности эксплуатации исследовательских реакторов.

Цель диссертационной работы

Целью настоящей диссертационной работы является разработка, внедрение и применение процедуры расчетного сопровождения эксплуатации реактора ИР-8 и определения параметров облучательных экспериментов с помощью программы МСи-РТИ с базой данных МОВРТ50. Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

• Расчетное моделирование циклов работы реактора ИР-8, начиная с момента физического пуска, для достоверного определения нуклидного состава основных элементов реактора, таких как активная зона, стационарный и сменный бериллиевый отражатель, поглощающие стержни РО СУЗ.

• Верификация программы МСИ-РТЯ с базой данных МБВРТ50 и трехмерных расчетных моделей реактора ИР-8 на основе сопоставления с эксплуатационными и экспериментальными данными.

• Усовершенствование расчетных моделей для более точного моделирования элементов конструкции реактора и получения более достоверных результатов. Разработка и оптимизация методов расчетного сопровождения работы реактора и определения необходимых эксплуатационных параметров.

• Расчетное определение актуальных нейтронно-физических характеристик в экспериментальных каналах реактора и внедрение практики использования полученных расчетным путем результатов на всех этапах работ по планированию и проведению облучения с заданными параметрами образцов в экспериментальных каналах активной зоны и отражателя ИР-8.

• Расчетное определение актуальных нейтронно-физических характеристик несменяемых внутрибаковых конструктивных элементов реактора, важных для безопасности, с целью определения

, остаточного ресурса работы ИР-8.

Научная новизна и практическая значимость работы

• Впервые в истории эксплуатации ИР-8 для получения реальных данных о выгорании топлива, выгорании поглотителя ( В) в РО СУЗ, отравлении бериллиевого отражателя продуктами трансмутации (3Н, Не, У) проведено расчетное моделирование всех циклов работы реактора.

• Впервые расчетным путем с использованием программы МС17-РТ11 прецизионно смоделированы проводимые эксперименты на реакторе ИР-8, и проведен сравнительный анализ полученных результатов с экспериментальными данными.

• Проведена дополнительная верификация программы МСИ-РТЯ для нейтронно-физических расчетов ИР-8 на основании экспериментальных измерений, выполненных на реакторе. Программа МСи-РШ с базой данных МБВРТ50 для расчетов нейтронно-физических характеристик реактора ИР-8 с учетом выгорания топлива, выгорания поглотителя в РО СУЗ и отравления бериллиевого отражателя аттестована в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности Федеральной службы РФ по экологическому, технологическому и атомному надзору.

• Расчетным путем с использованием прецизионной программы МСИ-РТЯ получена информация о распределении полей нейтронов и плотности энерговыделения в реакторе ИР-8 в зависимости от конфигурации загрузок активной зоны и отражателя.

• Выполнена модернизация методов расчетного обеспечения эксплуатации реактора, которая позволила проводить оптимизацию рабочих загрузок, определять стратегию перегрузок и иметь достаточно точную информацию об эксплуатационных и нейтронно-физических характеристиках при разработке и проведении облучения образцов в ампульных устройствах экспериментальных каналов активной зоны и отражателя ИР-8. Полученные расчетным путем параметры облучения образцов в АУ РИМ использованы для материаловедческих работ в обеспечение продления срока эксплуатации корпусов реакторов с ВВЭР-1000.

• С использованием программы МСИ-РТЯ впервые проведен расчетный анализ по оценке флюенса быстрых нейтронов несменяемых внутрибаковых конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности. Полученные результаты расчетов послужили основой для проведения прочностных расчетов элементов конструкции с целью обоснования возможности продления срока службы реактора ИР-8.

Результаты этих работ использовались при разработке обновленного Отчета по обоснованию безопасности исследовательского реактора ИР-8 (ООБ ИР-8), что позволило получить лицензию Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору на эксплуатацию исследовательского ядерного реактора ИР-8.

Обоснованность и достоверность полученных результатов

Все результаты расчетных исследований, представленные в диссертационной работе, выполнены на высоком научно-техническом уровне и подтверждены результатами экспериментальных исследований на реакторе ИР-8. Достоверность представленных результатов подтверждает обоснованность выбора методов расчетного обеспечения работы реактора и определения нейтронно-физических и эксплуатационных параметров ИР-8.

Основные положения и результаты, выносимые на защиту

• Верификация программы МШ-РТЯ на экспериментальных данных физического, энергетического пусков и при эксплуатации реактора ИР-8.

• Разработка и оптимизация методик расчетного сопровождения работы реактора и определения нейтронно-физических и эксплуатационных характеристик ИР-8, необходимых для облучения опытных образцов с контролируемыми параметрами.

• Расчетное определение нейтронных параметров в ампульных устройствах отражателя и экспериментальных каналах активной зоны реактора ИР-8.

• Расчетное определение потоков тепловых нейтронов в экспериментальных каналах реактора ИР-8.

• Расчетное определение плотности потоков быстрых нейтронов и флюенсов в АУ РИМ.

• Расчетные оценки флюепса быстрых нейтронов для проведения исследований по определению остаточного ресурса конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности.

Личный вклад автора

Автор принимал непосредственное участие в постановке задач расчетных исследований, выборе методов их решения и анализе полученных результатов.

• Автор принимал непосредственное участие в расчетном моделировании циклов работы реактора ИР-8, начиная с физического пуска, а также в верификации программы МСО-РТЯ с базой данных Ш)ВРТ50 на основе сопоставления с эксплуатационными и экспериментальными данными реактора ИР-8.

• На основе базовой расчетной модели ИР-8 автором создан ряд полномасштабных моделей загрузок активной зоны и отражателя реактора с различными экспериментальными устройствами.

• Автор принимал непосредственное участие в разработке методов расчетного сопровождения работы реактора и определения нейтронно-физических и эксплуатационных характеристик ИР-8.

• Автором лично выполнен расчетный анализ по определению потоков тепловых нейтронов в экспериментальных каналах реактора ИР-8.

• Автором лично выполнен расчетный анализ по определению плотности потоков быстрых нейтронов и флюенсов в АУ РИМ.

• Автор принимал непосредственное участие в разработке расчетных моделей и проведении расчетов флюенса быстрых нейтронов для обоснования исследований по определению остаточного ресурса конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности.

Объем и структура работы

Диссертационная работа состоит из введения, четырех глав и заключения. Полный объем диссертации составляет 137 страниц и включает 113 рисунков и 44 таблицы. Список литературы содержит 56 наименований.

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались на российских и международных научно-технических конференциях и научных семинарах в НИЦ «Курчатовский институт».

По материалам диссертации опубликованы 14 печатных работ, в том числе 3 статьи в ведущих рецензируемых изданиях, рекомендованных в действующем перечне ВАК.

Публикации

Список основных публикаций приведен в конце автореферата.

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, сформулированы цель работы и решаемые задачи, научная новизна и практическая значимость, изложены основные положения, выносимые на защиту.

В первой главе приведены результаты верификации программы МСи-РТЯ на экспериментальных данных физического, энергетического пусков и при эксплуатации реактора ИР-8.

Для расчетного сопровождения эксплуатации исследовательского реактора ИР-8 на современном уровне проведен масштабный комплекс работ по апробации, верификации и внедрению программного средства МСи-РТЛ с базой данных МЭВРТ50. С помощью программы МШ-РТЫ первоначально была смоделирована, начиная с 1981 г., 29-летняя история работы ИР-8, в

течение которой реактор на тот момент отработал 80 циклов. Проведены расчеты изменения в процессе работы реактора нуклидного состава материалов: выгорания урана и образования плутония, накопления продуктов деления, выгорания поглощающих нейтроны изотопов в органах СУЗ, накопления новых сильно поглощающих нейтроны изотопов в бериллии. Необходимая для этого информация - конфигурация загрузок, зависимость мощности от времени, положение органов СУЗ в цикле - извлечена из архива и рабочих журналов оператора. Собрана исчерпывающая информация о геометрических размерах и составе всех элементов ИР-8, и на основе базовой расчетной модели реактора разработан набор детальных трехмерных моделей с различными компоновками активных зон и каналов для облучения (рис.1).

Рис. 1. Поперечное и продольное сечения расчетной модели реактора ИР-8

Проведено сравнение расчетов критических состояний загрузок, собранных во время физического пуска реактора ИР-8, и потоков нейтронов в экспериментальных каналах с результатами экспериментов, проведенных при энергетическом пуске реактора. Рабочая загрузка во время физического и энергетического пусков состояла из 16 шеститрубных TBC типа ИРТ-ЗМ с U-А1 топливом 90%-го обогащения. На основе базовой расчетной модели разработаны модели реактора ИР-8 для физического и энергетического пусков, добавлены новые элементы, такие как кассеты водного отражателя, а также, в соответствии с параметрами использованных TBC, изменена длина сердечника твэлов с 60 см на 58 см. С использованием программы MCU-PTR проведены расчеты критических состояний для различных вариантов загрузки реактора ИР-8 на момент физического пуска. Результаты расчетов критических состояний при проведении операций по пошаговому набору сменного отражателя из бериллиевых блоков для рабочей загрузки активной зоны приведены в таблице 1.

Таблица 1. Расчетные значения кЭ|Ь для критических состояний загрузок ИР-8

№ варианта кэф (С-Е)/С, % № варианта кэф (С-Е)/С, %

1 1,0034 0,34 9 1,00533 0,53

2 0,99896 -0,10 10 1,00619 0,62

3 1,00144 0,14 11 1,00436 0,43

4 1,00439 0,44 12 1,00567 0,56

5 1,00457 0,45 13 1,00538 0,54

6 1,00541 0,54 14 1,00491 0,49

7 1,00624 0,62 15 1,00441 0,44

8 1,00597 0,59 Среднее значение 1,00444 0,44

Компьютерная реконструкция истории ИР-8 позволила надежно определить нуклидный состав загрузок реактора, начиная с 2009 г. (рис. 2). Рассчитано изменение во времени нуклидного состава топлива в TBC (с топливом U02 90%-го обогащения в AI матрице), органах СУЗ и бериллиевом отражателе. Расчет опирался только на фундаментальные данные о взаимодействии нейтронов с веществом, и расчетное значение Кэф, практически равное единице в начале (не отравленное и отравленное критические состояния) и в конце каждого цикла, полученное без использования каких бы то ни было подгоночных параметров (таблица 2). Условные обозначения к картограммам

восьмитрубная TBC шеститрубная TBC шеститрубная TBC со стержнем РР

шеститрубная TBC со стержнем A3

АУ с ториевым топливом в четырехтрубной TBC

сплошной бериллиевый блок

пг ¡ защитный блок-экран с АУ ИИ "Малахит"

Г s

бериллиевый блок с АУ

бериллиевый блок с отверстием и пробкой

бериллиевый блок со стержнем АР

I алюминиевый блок

0«г

- номер TBC

-среднее выгорание 235U в TBC на начало цикла(%)

] защитный блок-экран с ^АУРИМ-1

защитный блок-экран с АУ РИМ-2

бериллиевый блок с АУ РИМ

¿¡¡ЗЫ защитный блок-экран с

1ВИАУ РИМ-3

1 2 3 4 5 6 7 8 3 10

О Ян ,

«>10.1 т-241 РР1#12.Л 15Ж242 РР1#и.{< 1И 9 / /// • ^уяЫ'А^//

РР5#2Й.З Ш244 РР2Ф РР2#41.5 <№!в( (дав !».э ■ ■

АЗК&ш.у !Э8й1в РРЗ#25.8 РРЗ#35.1 РР5® з.а ¡В

Фи.7 шш РР4#51,0 РР4#зг.;? О)

® ! ¡¡¡я! V О

--__________ Ш

Рис.2. Картограмма загрузки реактора №2009-01 (цикл №72)

Таблица 2. Расчеты критических состояний рабочих загрузок реактора ИР-8

Загрузка Номер цикла Начало цикла работы ' Отравленная активная зона '

кэФ (С-Е)/С, % кЭф (С-Е)/С, %

2009-01 72 1,0041 0,41 1,0017 0,17

2009-03 73 1,0023 0,23 1,0026 0,26

2009-04 74 1,0024 0,24 1,0005 0,05

2009-05 75 1,0060 0,60 0,9980 -0,20

2009-09 76 1,0043 0,43 0,9994 -0,06

2009-12 77 1,0039 0,39 1,0033 0,33

2010-02 78 0,9983 -0,17 1,0022 0,22

2010-05 79 1,0052 0,52 1,0009 0,09

2010-09 80 0,9982 -0,18 0,9962 -0,39

2011-09 81 1,0011 0,11 1,0021 0,21

2011-12 83 1,0047 0,47 0,9973 -0,27

2012-03 84 1,0002 0,02 1,0027 0,27

2012-05 85 0,9970 -0,31 0,9971 -0,29

2012-06 86 0,9985 -0,16 0,9898 -1,03

2012-10 87 0,9946 -0,54 0,9952 -0,49

2013-05 88 0,9909 -0,92 0,9987 -0,13

2013-08 89 1,0005 0,05 1,0063 0,63

2013-09 90 0,9997 -0,03 1,0016 0,16

Среднее значение 1,0006 0,06 0,9998 -0,02

' «Холодное» состояние реактора. Мощность реактора ~ 100 кВт.

«Горячее» состояние реактора. Мощность реактора от 4 до б МВт. Равновесное значение 135Хе и 149Бт. По результатам сравнительного анализа с различными экспериментальными данными сделан вывод о достоверности получаемых расчетным путем результатов. Это позволило проводить прецизионные 10

расчеты по определению нейтронно-физических параметров реактора ИР-8 для его рабочих загрузок (эффективного коэффициента размножения нейтронов, нейтронных полей в активной зоне и отражателе и др.), разработать методы расчетного сопровождения работы реактора и проводимых на нем экспериментов.

Результаты проверки качества программы MCU-PTR на экспериментах, выполненных на реакторе ИР-8, включены в Верификационный отчет. Программа MCU-PTR с базой данных MDBPT50 для расчетов нейтронно-физических характеристик исследовательского реактора ИР-8 с учетом выгорания топлива, выгорания поглотителя в РО СУЗ и отравления бериллиевого отражателя аттестована в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности Федеральной службы РФ по экологическому, технологическому и атомному надзору.

Вторая глава посвящена модернизации методики расчетного сопровождения работы реактора и определения нейтронно-физических и эксплуатационных характеристик ИР-8.

В ходе расчетного сопровождения работы реактора ИР-8 методика расчета, а так же базовая расчетная модель претерпели ряд существенных изменений в связи с возникшей необходимостью получения непредусмотренных на ранних этапах работ по внедрению программы MCU параметров, а также по причине недостаточной точности получаемых значений из-за упрощения некоторых элементов в базовой модели.

До 2012 года реактор ИР-8 имел лицензию на работу при мощности до 6МВт. В 2012 году была получена лицензия на эксплуатацию при уровне мощности до 8 МВт. В связи с этим, а так же с увеличением количества различных экспериментов по облучению с контролируемыми нейтронно-физическими параметрами появилась необходимость в получении достоверной и детальной информации по изменению полей нейтронов и энерговыделения в реакторе. Используемые на тот момент для расчетного сопровождения диффузионные программы не удовлетворяли необходимым условиям, ввиду невозможности моделирования, например, блок-экранов с ампульными устройствами в ячейках сменного отражателя. Для повышения точности нейтронно-физических параметров для теплогидравлических расчетов режимов работы реактора принято решение об использовании программы MCU-PTR. Ранее для этих целей использовался диффузионный программный комплекс TDD-URAN. В расчетной модели TBC по сравнению с базовой было увеличено количество регистрационных топливных зон. Это объясняется необходимостью получения более подробного распределения энерговыделения по сечению твэлов в TBC и по активной зоне в целом. В модернизированной расчетной модели TBC каждый слой толщиной в 2 см разбивается на 12 секторов по азимуту (рис. 3) с целью дальнейшего определения наиболее напряженного сектора. Таким образом вместо 180 регистрационных зон (по 30 зон на сердечник твэла) в модели TBC было выделено 2160 зон (по 360 зон на сердечник твэла).

11

12

Рис. 3. Поперечное сечение расчетной модели TBC с разбиением на 12 секторов

Модернизированная расчетная модель TBC была опробована в ходе расчетных работ по анализу осуществимости конверсии реактора ИР-8 на низкообогащенное топливо. Проведенный сравнительный анализ полученных результатов показал, что суммарные мощности TBC и среднее по TBC выгорание урана для одинаковой загрузки с разбиением TBC на сектора и без разбиения практически не отличаются. Таким образом, проведенные предварительные расчетные работы по получению нейтронно-физических параметров для теплогидравлических расчетов и верификации новой расчетной модели с увеличенным количеством регистрационных топливных зон позволили сделать вывод о целесообразности использования данной модели для расчетного обеспечения работы реактора ИР-8.

Постепенный переход на новую расчетную модель для сопровождения работы реактора был начат в 2011 году с загрузки №2011-12. До этого нейтронно-физические характеристики необходимые для

теплогидравлических расчетов определялись с использованием программного комплекса TDD-URAN. В целях обоснования целесообразности использования MCU-PTR для подобных расчетов проведено сравнение нейтронно-физических параметров, полученных по программе MCU-PTR и TDD-URAN. На основе результатов расчетов по этим программам с помощью программы ASTRA рассчитаны теплогидравлические параметры для ряда загрузок и проведено их сравнение. На рис. 4-5 представлены распределения энерговыделения по высоте максимально энергонапряженных TBC полученные для загрузки реактора №2012-10 (рис. 6) с помощью программ MCU-PTR и TDD-URAN.

Рис. 4. Распределение энерго- Рис.5. Распределение

выделения по высоте топлива в энерговыделения по высоте топлива в ячейке 2-4 ячейке 3-4

Основные результаты расчетов для данных загрузок параметров теплогидравлических режимов работы приведены в таблице 3.

Таблица 3. Значения расчетных параметров теплогидравлических режимов работы реактора на мощности 8 МВт

Параметр Программа MCU-PTR/ASTRA Программа TDD-URAN/ASTRA

Загрузка реактора 2012-03 2012-06 2012-10 2012-03 2012-06 2012-10

Максимальная плотность энерговыделения в сердечниках твэлов, МВт/м3 3510 3320 3563 3420 3320 3351

Максимальная температура поверхности твэла, °С 102 104 108 100 103 106

Температура начала кипения на поверхности твэла, °С 132 133 132 132 133 133

Коэффициент запаса до кипения на поверхности твэлов 1,57 1,52 1,41 1,62 1,55 1,47

Сравнительный анализ результатов нейтронно-физических расчетов параметров ряда загрузок активной зоны показал, что расчет с использованием программ MCU-PTR/ASTRA дает более точное значение, чем расчет по TDD-URAN/ASTRA, максимальной плотности энерговыделения в TBC и запаса до кипения теплоносителя на поверхности твэлов TBC.

2 3 4 5 6 7 в 9 10

О ................! ........ О

о«.« РР104? 7 РР1#<Ы Ом» АР О ////А ' /у^ 1

PPS®« « ' • РР2#ч - А32в«« %J Q \

АЗ-1© 1 ! -- • РР5®м-- 0 . С) у / j/А

0»,г ...I.V.. ■•г.;» РР4»35).? '"' О- ; с < ¡и$ о

* ч

j

Рис. 6. Картограмма загрузки реактора ИР-8 № 2012-10 (цветом выделены TBC с азимутальным разбиением сердечников в расчетной модели)

Приведенный расчетный анализ показал целесообразность использования MCU-PTR и модернизированной расчетной модели для дальнейшего расчетного сопровождения работы реактора и определения всех необходимых нейтронно-физических параметров для проведения теплогидравлических расчетов. В настоящее время данная методика применяется для расчетного сопровождения реактора ИР-8. Приемлемая детализация расчетных моделей TBC и достаточная точность, получаемых в ходе расчетов, данных позволили проводить более качественный анализ теплогидравлических параметров работы ИР-8, а также оценивать трехмерное распределение энерговыделения по активной зоне и учитывать влияние на это распределение экспериментальных устройств, конфигурации отражателя и погружения стержней РО СУЗ.

В третье главе представлены результаты расчетного определения нейтронно-физических параметров в ампульных устройствах и экспериментальных каналах реактора ИР-8.

На реакторе ИР-8 осуществляется широкая программа материаловедческих исследований с использованием вертикальных каналов. Важным направлением прикладных исследований является радиационное материаловедение, в частности, изучение радиационной стойкости корпусных сталей энергетических реакторов с целью обеспечения ресурса работы корпусов и возможности его продления. Для изучения возможности облучения опытных образцов при заданных нейтронно-физических параметрах на реакторе ИР-8 был проведен ряд экспериментов, направленных на изучение нейтронных полей в экспериментальных каналах

активной зоны и отражателя. Полученные экспериментальные данные послужили основой для проверки программы МС1)-РТЯ, реализующей метод Монте-Карло, и специально созданной расчетной модели реактора ИР-8. Средствами МСИ-РТЯ были детально воссозданы проведенные эксперименты.

На начальном этапе детально воспроизведены подготовительные эксперименты по облучению нейтронно-активационных детекторов (НАД) в ЭК активной зоны (рис. 7) и сменного бериллиевого отражателя в ячейке 6-3 (рис. 8). Целью данных экспериментов было определение актуальных характеристик нейронных полей, в частности полей быстрых нейтронов (Е>0,5 МэВ) в ЭК каналах реактора, а также анализ возможности проведения планируемых экспериментов по облучению с контролируемыми параметрами образцов конструкционных сталей.

10 20 30 40 50 Расстояние от верха активной зоны, см

10 20 30 40 50 60 Высота от низа активной зоны, см

Рис. 7. Распределение плотностей потоков нейтронов по высоте ЭК в TBC ячейки 5-5

Рис. 8. Распределение плотностей потоков нейтронов по оси ЭК в бериллиевом блоке ячейки 6-3

Для оценки плотностей потоков быстрых нейтронов в каналах защитных блоков, установленных в ячейках отражателя и предназначенных для размещения в них АУ, было выполнено одновременное облучение НАД в ячейках 6-4, 7-3 и 8-3. Для расчетов циклов работы ИР-8 создан набор полномасштабных геометрических моделей различных вариантов загрузок реактора с детальными моделями ампульных устройств РИМ (рис. 9) для облучения конструкционных материалов в ячейках первого, второго и третьего ряда сменного отражателя. Проведенные расчеты дали возможность определить нейтронные характеристики по оси каналов в защитных блок-экранах, в которых в дальнейшем проведены облучения образцов конструкционных сталей (рис. 10-12, таблица 4).

4,5 4,0 3,5 3,0 2,5 2,0 1,5 1,0 0,5 0,0

1 Расчет

1 Экспериментов) • Эксперимент^)

10 20 30 40 50 60 Расстояние от низа активной зоны, см

Рис. 10. Распределение плотностей потоков нейтронов с Е>0,5МэВ по высоте канала в ячейке 6-4.

т 6,0 Ш 5,5 ; 5,0 -4,5 -е 4,о;

=о 3.5 : - 3,0 -

г 2,5 5 2.0 й 1,5 Л 1,0 в 0,5 ^

©

0,0

Расчет 1 Эксперимент(КЬ) 1 Эксперимент^)

0 10 20 30 40 50 60 Расстояние от низа активной зоны, см

Рис. 12. Распределение плотностей потоков нейтронов с Е>0,5МэВ по высоте канала в ячейке 8-3.

V 15,0

и «

§12,

=2 7,

Л ¿Г

»л

о" о

А 2.

е

© о

Расчет

Окспсримснт(ЫЬ) 1 Эксперимент^)

0 10 20 30 40 50 60 Расстояние от низа активной зоны, см

Рис. 11. Распределение плотностей потоков нейтронов с Е>0,5МэВ по высоте канала в ячейке 7-3.

Таблица 4. Максимальная плотность

потока быстрых нейтронов Л,Г-пс"-т "1Л'2н/(см2-с-МВт)

№ ячейки Детектор Эксперимент Расчет

6-4 Бе 3,85±0,39 3,90±0,02

№> 3,89±0,39

7-3 Бе 1,34±0,13 1,313±0,008

ЫЬ 1,37±0,14

8-3 Те 0,52±0,05 0,467±0,001

№> 0,48±0,05

Рис. 9. Схема поперечного сечения ампульного устройства в ячейке 6-4: 1 - образец; 2 - обойма с термопарами; 3 - корпус нагревателя; 4 - кожух нагревателя; 5 - нагреватель; 6 - экспериментальный канал

Сравнительный анализ полученных результатов показал хорошее совпадение расчетных данных с экспериментальными (расхождение составило менее 10%), что в свою очередь дало возможность сделать вывод о целесообразности использования данных, полученных с помощью MCU-PTR для прогнозирования этапов облучения опытных образцов быстрыми нейтронами с заданной плотностью потока, а так же определять необходимое время облучения в конкретной загрузке активной зоны реактора и, в случае необходимости, планировать оптимальную перегрузку для дальнейших облучений. Данная схема успешно используется в настоящее время на реакторе ИР-8 при облучении образцов конструкционных материалов (рис.

Сравнительный анализ результатов показал целесообразность использования программы MCU-PTR для расчетного сопровождения работы реактора и позволил разработать методику определения всех необходимых нейтронно-физических характеристик реактора, необходимых для облучения опытных образцов с контролируемыми параметрами облучения.

Для планирования облу-чательных экспериментов, а также с целью формирования рабочих загрузок активной зоны, соответствующих условиям обеспечения безопасной эксплуатации реактора, требуются надежное определение значений текущих параметров полей нейтронов в активной зоне реактора и прогнозирование их изменений со временем. Верификация результатов расчетов полей тепловых нейтронов в активной зоне реактора ИР-8 выполнялась на основе экспериментов, проведенных в 1981 г. во время энергетического пуска реактора при загрузке активной зоны "свежими" TBC с топливом из U-A1 сплава. В связи с тем, что имеющиеся экспериментальные данные по характеристикам полей тепловых нейтронов в активной зоне и отражателе реактора не соответствуют современному состоянию реактора, так как в настоящее время в реакторе используются TBC ИРТ-ЗМ с UO2-AI топливом, то проведено расчетно-экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик ИР-8 для используемых в настоящее время загрузок реактора. Значения удельных активностей для детекторов Fe и Ni, полученные в ходе верификационного эксперимента по облучению ампульных устройств с НАД, представлены в таблице 5.

Расстояние от низа активной зоны, см Рис. 13. Распределение плотности потока нейтронов по высоте образцов АУ РИМ 64-2А

Таблица 5. Значения удельных активностей для детекторов Бе и N1

Ячейка № ампулы Детектор Удельная активность, 10"1бБк/ядро (|С-Е)/Е, %

Эксперимент (Е) Расчет (С)

2-2 6 54Бе 3,33 3,34 0,56

19,77 19,87 0,47

4 мРе 3,41 3,29 -3,44

58№ 19,73 19,55 -0,90

2 54Бе 3,15 3,22 2,20

18,66 19,17 2,73

5-5 7 ^е 2,74 2,74 0,11

58№ 16,64 16,28 -2,15

5 54Бе 2,87 2,71 -5,64

17,03 16,08 -5,56

3 2,77 2,61 -5,64

58№ 17,13 15,52 -9,42

4-6 2.1 0,96 1,04 8,61

5"№ 6,24 6,21 -0,43

2.7 54Ре 0,99 1,02 2,99

4"№ 5,88 6,11 4,01

2.3 54Бе 0,93 0,99 6,26

58№ 5,42 5,91 9,06

Сравнение удельных экспериментальных и расчетных активностей для детекторов Бе и N1 показывает, что среднее отклонение расчета от эксперимента в ячейке 2-2 составило 2,0% для детекторов из железа и 1,4% для детекторов из никеля, в ячейке 5-5 - 3,8% для детекторов из железа и 5,7% для детекторов из никеля, а в ячейке 4-6 - 6,0% для детекторов из железа и 4,5 % для детекторов из никеля. Наблюдаемые расхождения не превышают 10%, что вполне укладывается в суммарную погрешность расчета и эксперимента. Таким образом, можно отметить удовлетворительное согласие расчетных и экспериментальных значений удельных активностей детекторов из железа и никеля.

На рис. 14 приведены расчетные значения плотности потока быстрых нейтронов с энергией выше 3 МэВ по высоте каналов, а также экспериментальные значения плотности потока быстрых нейтронов, полученные на основании удельных активностей детекторов из железа по формуле

где А0 - активность на конец облучения, Бк; Ы0 - концентрация ядер-мишеней на 1 грамм материала детектора; А/ - продолжительность облучения, с; X - постоянная распада нуклида, 1/с; Епор - пороговая энергия реакции деления. 18

2.5Е+12

2,0E+12

и

И

Ü 1.5E+12

Л

в

19 1.0E+12 5,0E+11

180 200 220 240 260 280

Расстояние от низа активной зоны, мм

Рис. 14. Сравнение расчетных и экспериментальных значений плотностей

потоков нейтронов с Е > 3,0 МэВ по высоте каналов в ячейках 2-2, 5-5 и 4-6

Из полученных результатов видно, что расчет хорошо описывает распределение плотности потока быстрых нейтронов в ячейках 2-2, 5-5 и 4-6, что согласуется с предшествующими исследованиями и подтверждает корректность расчетов распределения быстрых нейтронов для всей области активной зоны и отражателя реактора.

На основе измеренных значений активностей с использованием данных по выходу продуктов реакции для каждого U02 детектора получена средняя скорость реакции 235U (и, j) (таблица 6). Погрешность оцененной таким образом скорости реакции 235U (n,f) составила 13 % (о) для U02 детекторов в кадмиевой фольге и 2 % (о) для детекторов без кадмиевой фольги.

Таблица 6. Скорости реакции 235U(n, f)

Ячейка № ампулы Скорость деления, Ю'^с^Мвт"1 (C — E)ÍE, %

Эксперимент (Е) Расчет (С)

2-2 2.52 23,2 23,4 0,97

4.7 (в кадмии) 1,04 1,04 0,20

5-5 2.36 14,7 13,8 -6,35

4.23 (в кадмии) 0,844 0,832 - 1,38

4-6 2.4 18,2 23,7 30,09

2.5 (в кадмии) 0,589 0,554 -5,90

В настоящее время данная методика по определению параметров облучения используется для расчетного сопровождения работы реактора с АУ и дореакторного определения условий облучения экспериментальных образцов материалов корпусов ядерно-энергетических установок в реакторе ИР-8. Полученные расчетные данные плотностей потоков нейтронов и флюенсов показывают хорошее совпадение с экспериментальными

19

? i f яч. 2-2

i l МЕН яч. 5-5

□ -p о - э ас чет ксперимент

9 ■ 9 яч. 4-6

результатами. Это позволяет прогнозировать необходимую длительность облучения образцов конструкционных материалов для любого цикла работы реактора ИР-8.

Четвертая глава посвящена расчетной оценке флюенса быстрых нейтронов для проведения исследований по определению остаточного ресурса конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности. С использованием программы МСи-РТЯ проведены расчеты плотностей потоков быстрых нейтронов (Е>0,821 МэВ) и флюенсов (ФБН) для донышек труб и переходных соединений горизонтальных экспериментальных каналов, опорной решетки корпуса реактора, корпуса и бака реактора, стационарного и сменного бериллиевого отражателя. На основании полученных величин плотностей потоков нейтронов для всех загрузок с учетом наработки лития, трития и гелия в бериллиевых блоках сменного отражателя, а так же данных о работе реактора начиная с момента физического пуска и до момента проведения данных расчетов рассчитан флюенс (таблица 7). Так же был сделан долгосрочный прогноз накопления флюенса в конструктивных элементах реактора на основании имеющихся нейтронно-физических характеристик.

Таблица 7. Значения максимальных ФБН (Е>0,821 МэВ) в элементах

Флюенс на 01.04.2011 Р, Прогноз на 20 лет р20 Суммарный Р1+Р20

Опорная решетка

(1,7±0,3)-1021 (2,1±0,4)-10" (3,8±0,8)-10

Донышки ГЭКов

ГЭК №2 (2,2±0,4)-102' (2,1±0,4)-1021 (4,3±0,9)-10

ГЭК №3 (3,0±0,6)-1021 (2,8±0,6)-1021 (5,8±1,2)-1021

ГЭК №6 (2,4±0,5)-1021 (2,8±0,6)-1021 (5,2±1,0)-1021

Переходные соединения ГЭКов

(6,6±1,3)-101У (8,0±1,6)-1019 (1,5±0,3)-10

Сменный бериллиевый отражатель (бериллиевый блок в ячейке 1-4)

(1,3±0,3)-1022 (1,6±0,3)-1022 (2,9±0,6)-10

Стационарный бериллиевый отражатель

(2,7±0,5)-1021 (3,3±0,7)-1021 (6,0±1,2)-10

Корпус реактора

(6,6±1,3)-10'у (7,9±1,6)-101!' (1,4±0,3)-10

Бак реактора

(1,7±0,3)-1018 (2,1±0,4)-1018 (3,8±0,8)-10

Та же оценено изменение плотности потока нейтронов при удалении от активной зоны и сменного бериллиевого отражателя. Расчетная оценка изменения плотности потока нейтронов производилась в зонах напротив бериллиевого блока в ячейке 1-4. Для оценки изменения плотности потока нейтронов в расчетной модели данного блока было выделено три регистрационных зоны: на границе с активной зоной (1), в центре (2) и на границе со стационарным бериллиевым отражателем (3). По высоте зоны располагались на уровне физического центра активной зоны. Фрагмент расчетной модели с положением регистрационных зон представлен на рис. 15. Результаты расчета приведены в таблице 8. В расчетной модели были выделены регистрационные зоны в стационарном бериллиевом отражателе и корпусе реактора, а также была выделена зона в бассейне на расстоянии соответствующему баку реактора. Схема расположения регистрационных зон в расчетной модели представлена на рис. 16.

Бериллиевые блоки

Стационарный бериллиевый отражатель

в

1 <

Рис. 15. Фрагмент расчетной модели с положением регистрационных зон в

ячейке 1-4

Таблица 8. Плотности потоков нейтронов в ячейке 1-4,

н/(см2-с-МВт)

№ зоны Энергия ----------- 1 2 3

0,0()Е+00 эВ 1,88Е+13 2Д1Е+13 2,11Е+13

6,25Е-01 эВ 1,37Е+13 1Д1Е+13 8,32Е+12

5,53Е+03 эВ 5,93Е+12 4,80Е+12 ЗД5Е+12

1,00Е+05 эВ 6Д6Е+12 4,26Е+12 2,53Е+12

5,00Е+05 эВ 2,56Е+12 1,40Е+12 7,67Е+11

8,21Е+05 эВ 7Д9Е+12 3,70Е+12 1,98Е+12

3,ООЕ+О6 эВ 1,89Е+12 7,63Е+11 3,77Е+11

>0,5 МэВ 1Д6Е+13 5,86Е+12 ЗДЗЕ+12

>0,821 МэВ 9,08Е+12 4,46Е+12 2,36Е+12

|

ььо 5 4 3 1 ь 1 Ве 1-4 1...........................; |

/" Ве | ш

Рис. 16. Схема расположения регистрационных зон: 1. Зона стационарного бериллиевого отражателя на границе со сменным отражателем ячейки 1-4; 2. Зона в центре стационарного бериллиевого отражателя (11,5 см. от границы между стационарным и сменным отражателями); 3. Зона стационарного бериллиевого отражателя на границе с корпусом реактора; 4. Зона корпуса реактора; 5. Зона корпуса реактора; 6. Зона бака реактора (нерж. сталь)

Уменьшение плотности потока нейтронов с Е>0,821МэВ при удалении от границы сменного отражателя и активной зоны представлено на рис. 17.

Расстояние от границы между сменным и стационарным отражателем, см

Рис. 17. Плотность потока нейтронов в стационарном бериллиевом отражателе, корпусе и баке реактора

Полученные результаты расчетов послужили основой для проведения прочностных расчетов элементов конструкции с целью обоснования возможности продления срока службы реактора ИР-8. В результате работ был создан обновленный Отчет по обоснованию безопасности исследовательского реактора ИР-8 (ООБ ИР-8) и в 2012 году получена лицензия Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору на эксплуатацию исследовательского ядерного реактора ИР-8 сроком на 5 лет.

Выводы

В ходе работы были поставлены и решены следующие задачи:

1. Для расчетного сопровождения эксплуатации исследовательского реактора ИР-8 на современном уровне проведен масштабный комплекс работ по апробации, верификации и внедрению программного средства MCU-PTR, реализующей метод Монте-Карло, с базой данных MDBPT50. С помощью программы MCU-PTR была смоделирована, начиная с 1981г., 34-летняя история работы ИР-8, в течение которой реактор на тот момент отработал 95 циклов.

Разработан набор детальных трехмерных моделей реактора с различными компоновками активной зоны и отражателя с экспериментальными устройствами. Компьютерная реконструкция истории ИР-8 позволила надежно определить, начиная с 2009 г. (загрузка №2009-01), нуклидный состав материалов реактора с учетом выгорания топлива, отравления бериллиевого отражателя продуктами трансмутации (3Н, 3Не, 6Li) и выгорания поглотителя (10В) в поглощающих стержнях РО СУЗ. Это, в свою очередь, дало возможность провести прецизионные расчеты для определения нейтронно-физических параметров рабочих загрузок реактора ИР-8, разработать методы расчетного сопровождения работы реактора и проводимых на нем экспериментов.

2. Проведена верификация программы MCU-PTR на экспериментах, выполненных на реакторе ИР-8 при физическом пуске, энергопуске и при его эксплуатации. Полученные результаты включены в Верификационный отчет. Программа MCU-PTR с базой данных MDBPT50 для расчетов нейтронно-физических характеристик исследовательского реактора ИР-8 с учетом выгорания топлива, выгорания поглотителя в РО СУЗ и отравления бериллиевого отражателя аттестована в Научно-техническом центре по ядерной и радиационной безопасности Федеральной службы РФ по экологическому, технологическому и атомному надзору.

3. Созданы специализированные расчетные модели с азимутальным разбиением топлива в TBC и проведены расчеты с помощью программы MCU-PTR, позволившие определить влияние конфигурации загрузки и положения РО СУЗ на неравномерность распределения энерговыделения как в TBC, так и по всей активной зоне.

4. Выполнена модернизация методики расчетного сопровождения эксплуатации ИР-8 и определения допустимой мощности работы реактора после перегрузки с помощью программы MCU-PTR. Проведено сравнение результатов нейтронно-физических расчетов параметров ряда загрузок активной зоны по программам MCU-PTR и TDD-URAN, а также выполнен анализ теплогидравлических характеристик с использованием программы ASTRA. Показано, что расчеты с использованием программ MCU-PTR/ASTRA дают более точное значение, чем расчет по TDD-URAN/ASTRA, максимальной плотности энерговыделения в TBC и запаса до кипения теплоносителя на поверхности твэлов. Приемлемая детализация расчетных моделей TBC и достаточная точность получаемых в ходе расчетов по программе MCU-PTR данных позволяют проводить более качественный анализ теплогидравлических параметров безопасной работы ИР-8. В настоящее время данная методика с успехом применяется для расчетного сопровождения реактора ИР-8.

5. Проведен масштабный комплекс работ по определению нейтронно-физических характеристик реактора при проведении работ по облучению образцов материалов корпусов ядерно-энергетических установок с заданными параметрами облучения в экспериментальных каналах ИР-8. Созданные детальные расчетные модели реактора ИР-8 с блок-экранами для АУ РИМ в ячейках отражателя позволили прецизионно смоделировать все проводимые эксперименты. Полученные расчетным путем параметры облучения образцов в АУ РИМ использованы для материаловедческих работ в обеспечение продления срока эксплуатации корпусов реакторов с ВВЭР-1000.

В настоящее время данная методика по определению параметров облучения используется для дореакторного определения условий облучения экспериментальных образцов и расчетного сопровождения работы ИР-8 с АУ в экспериментальных каналах активной зоны и отражателя.

6. Проведен расчетный анализ с помощью программы MCU-PTR по оценке флюенса быстрых нейтронов несменяемых внутрибаковых конструктивных элементов реактора ИР-8, важных для безопасности. Полученные результаты расчетов послужили основой для проведения прочностных расчетов элементов конструкции с целью обоснования возможности продления срока службы реактора ИР-8. Результаты этих работ использовались при разработке обновленного Отчета по обоснованию безопасности исследовательского реактора ИР-8 (ООБ ИР-8), что позволило получить лицензию Федеральной службы по экологическому, технологическому и атомному надзору на эксплуатацию исследовательского ядерного реактора ИР-8.

На основании всего вышеперечисленного можно сделать вывод о том, что в настоящий момент для ректора ИР-8 создан программный комплекс, включающий прецизионную программу MCU-PTR с базой данных MDBPT50, и набор трехмерных расчетных моделей, соответствующих реальным загрузкам реактора, который на современном уровне позволяет проводить расчетное сопровождение эксплуатации реактора, а так же участвовать на всех стадиях разработки и проведения экспериментов любой сложности с заданными параметрами облучения.

Основные публикации по теме диссертации:

1. Песня, Ю.Е. Основные параметры реактора ИР-8 с АУ РИМ в отражателе / Д.Ю. Ерак, В.А. Насонов, A.B. Талиев, Ю.Е. Песня, А.Д. Герстле, Ю.М. Дубовский // Препринт РНЦ «Курчатовский институт». — 2009. —ИАЭ-6613/4. — 28 с.

2. Песня, Ю.Е. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с октября 1981 г. по декабрь 1988 г. / Д.Ю. Ерак, В.А. Насонов, A.B. Талиев, Ю.Е. Песня, Ю.М. Дубовский, А.Ф. Яшин, С.П. Протасов, A.A. Карпухин // Препринт РНЦ «Курчатовский институт». —2009. — ИАЭ-6602/4. — 62 с.

3. Песня, Ю.Е. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с января 1989 г. по декабрь 2001 г. / Д.Ю. Ерак, В.А. Насонов, A.B. Талиев, Ю.Е. Песня, Ю.М. Дубовский, А.Ф. Яшин, С.П. Протасов, A.A. Карпухин // Препринт РНЦ «Курчатовский институт». —2009. — ИАЭ-6603/4. — 48 с.

4. Песня, Ю.Е. Эксплуатационные параметры режима работы реактора ИР-8 с января 2002 г. по август 2009 г. / Д.Ю. Ерак, В.А. Насонов, A.B. Талиев, Ю.Е. Песня, Ю.М. Дубовский, А.Ф. Яшин, С.П. Протасов, A.A. Карпухин // Препринт РНЦ «Курчатовский институт». —2009. — ИАЭ-6604/4, —48 с.

5. Pesnya, Y. Neutronic Parameters of the IR-8 Reactor Core Consisting of IRT-3M Type FA's with U-9%Mo LEU Fuel Being Analyzed / D. Erak, V. Nasonov, Y. Pesnya, A. Taliev // The 33rd International Meeting on Reduced Enrichment for Research and Test Reactors(RERTR 2011).— Chile, Santiago, 2011, p. S15-P1.

6. Песня, Ю.Е. Расчетные оценки флюенсов быстрых нейтронов для проведения исследований по определению остаточного ресурса конструктивных элементов реактора ИР-8 / В.А. Насонов, Ю.Е. Песня // Препринт НИЦ «Курчатовский институт».—2012. — ИАЭ-6723/4.— 24 с.

7. Песня, Ю.Е. Разработка расчетных моделей и расчетное обеспечение облучения конструкционных материалов в ампульных устройствах реактора ИР-8 с использованием программы MCU-PTR / В.А. Насонов, Ю.Е. Песня // Препринт НИЦ «Курчатовский институт». —2012. — ИАЭ-6721/4,— 23 с.

8. Песня, Ю.Е. Верификация программы MCU-PTR для расчетов нейтронных характеристик реактора ИР-8 / В.А. Насонов, Ю.Е. Песня,

Ю.М. Дубовский // Препринт НИЦ «Курчатовский институт». —2012. — ИАЭ-6722/4.— 23 с.

9. Песня, Ю.Е. Верификация программы MCU-PTR для расчета нейтронных характеристик реактора ИР-8 / Н.И. Алексеев, В.А. Насонов, Ю.Е. Песня, Ю.М. Дубовский, A.B. Сидоренко // «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики. Программа и тезисы». — Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 2012, с. 69-71.

10. Песня, Ю.Е. Сравнительный анализ нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик загрузок реактора ИР-8, рассчитанных с использованием программ MCU-PTR/ASTRA и TDD-URAN/ASTRA / В.А. Насонов, A.B. Талиев, Ю.Е. Песня, А.Д Герстле // «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики. Программа и тезисы». — Обнинск: ОНТИ ФЭИ, 2012.

11. Pesnya, Y. Calculations for the IR-8 reactor conversion to LEU fuel / D. Erak, V. Nasonov, Y. Pesnya, A. Taliev // European Research Reactor Conference (RRFM-2012).— Czech Republic, Prague, 2012, p. 168-172.

12. Песня, Ю.Е. Математическое моделирование и расчетный анализ нейтронно-физических параметров ИР-8 при конверсии на низкообогащенное урановое топливо / В.А. Насонов, Ю.Е. Песня, Е.П. Рязанцев // Атомная энергия.—2014.— т. 117, вып. 2. — с. 75-81.

13. Песня, Ю.Е. Математическое моделирование и расчетное обеспечение условий облучения конструкционных материалов в ампульных устройствах реактора ИР-8 с использованием программы MCU-PTR / В.А. Насонов, Ю.Е. Песня // Атомная энергия.—2014.— т. 117, вып. 1.— с. 26-30.

14. Песня, Ю.Е. Экспериментальное исследование нейтронно-физических характеристик реактора ИР-8 с целью подтверждения результатов расчетов по программе MCU-PTR / A.B. Сурков, В.Н. Кочкин, Ю.Е. Песня, В.А. Насонов, В.И. Вихров, Д.Ю. Ерак // ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов.— 2014.— вып. 4.— с. 34-42.

Подписано в печать 14.04.15. Формат 60x90/16 Печать цифровая. Усл. печ. л. 1,5 Тираж 65. Заказ № 27

Отпечатано в НИЦ «Курчатовский институт» 123182, Москва, пл. Академика Курчатова, д. 1