автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Расчетный анализ нейтронно-физических характеристик МБИР и обоснование его экспериментальных возможностей

005535553 На правах рукописи

УДК 621.039.5

Родина Елена Александровна

РАСЧЕТНЫИ АНАЛИЗ НЕИТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МБИР И ОБОСНОВАНИЕ ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ВОЗМОЖНОСТЕЙ

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук по специальности

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

2 4 ОКТ 2013

Москва 2013

005535553

Работа выполнена в Национальном исследовательском ядерном университете

«МИФИ»

Научный руководитель: доктор физико-математических наук,

профессор Щукин Николай Васильевич, НИЯУ «МИФИ»

Официальные оппоненты: доктор технических наук,

Елынин Александр Всеволодович, ФГУП "НИТИ им. А.П. Александрова"

кандидат физико-математических наук, Алексеев Павел Николаевич, НИЦ «Курчатовский институт»

Ведущая организация: ОАО «Государственный научный центр -

Научно-исследовательский институт атомных реакторов», г. Димитровград

Защита диссертации состоится ¿и?. /-/ 2013 г. в /^час о в рОы и н ут на заседании диссертационного совета Д 520.009.06 в НИЦ «Курчатовский институт» по адресу: 123182, Москва, пл. Академика И.В. Курчатова, д.1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт». Автореферат разослан " А " СкТУ£Р£ 2013 г.

Просим принять участие в работе совета или прислать отзыв в одном экземпляре, заверенный печатью организации.

Ученый секретарь диссертационного совета, доктор технических наук, профессор , - -.......В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность работы

Исследовательские реакторы среди объектов использования атомной энергии занимают особое место. Их основное назначение - радиационные испытания перспективных видов топлива, конструкционных материалов, реакторные испытания твэлов, TBC, пэлов, других элементов активной зоны, испытания новых типов оборудования, различных технологических систем, освоение технологий производства радиоизотопной продукции различного назначения, наработка модифицированных материалов, проведение прикладных и медицинских исследований с использованием реакторных излучений.

Основные этапы проектирования активной зоны быстрого исследовательского реактора связаны с проведением нейтронно-физических расчетов, направленных на решение таких задач, как формирование компоновки активной зоны с большим количеством экспериментальных устройств, обоснование физико-технических возможностей реактора, моделирование технологии перегрузок с учетом нейтронно-физических особенностей реактора и др.

Решение такого рода задач возможно только на основе проведения комплексных оптимизационных расчетных исследований. На стадии оценочных расчетов, как правило, достаточно использовать так называемые инженерные программные средства, основанные на приближённых моделях нейтронно-физических процессов. Повышение требований к точности нейтронно-физических расчетов при оценке локальных характеристик приводит к необходимости использования прецизионных кодов, основанных на методе Монте-Карло. При целенаправленном использовании различных программных средств обеспечивается возможность достижения, с одной стороны, высокой точности расчетов, а с другой стороны приемлемого для практики быстродействия при получении нейтронно-физических характеристик. Поэтому создание эффективной системы расчетного моделирования для решения широкого круга задач, поставленных при проектировании исследовательской установки, является актуальной задачей.

Цели н задачи диссертационной работы

Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР), отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом.

Для достижения поставленной цели автором были созданы расчетные модели, обоснован выбор программных средств и разработан ряд дополнительных и вспомогательных программ для анализа, передачи и обработки данных, получаемых в ходе нейтронно-физических расчетов, с помощью которых решались следующие базовые задачи:

- формирование компоновки активной зоны быстрого исследовательского реактора;

- обоснование функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора;

- моделирование изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании;

- обоснование структуры и защиты внутриреакторного хранилища;

- инженерная оптимизация наработки радионуклидов.

Научная новизна работы обусловлена новым объектом исследований, для которого:

• впервые для исследовательской установки с быстрым реактором выполнен весь необходимый для проектирования комплекс нейтронно-физических исследований по формированию активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований и ограничений до расчета характеристик и оценки экспериментального и исследовательского потенциала установки;

• на основе проведенных исследований и анализа результатов расчетного моделирования разработаны рекомендации по формированию активной зоны новой реакторной установки с учетом достижения требуемой плотности потока нейтронов, ограничения линейной тепловой нагрузки, размещения петлевых каналов и рабочих органов СУЗ;

• разработан новый специализированный алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (схемы зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• впервые проведено моделирование равновесной кампании для выбранной компоновки активной зоны проектируемого быстрого исследовательского реактора по схемам зонного и прямого моделирования выгорания, выполнены сравнение и анализ результатов.

На защиту выносятся следующие положения:

• расчетные модели для решения задач, возникающих в процессе проектирования реальной исследовательской реакторной установки при

4

формировании компоновки активной зоны и обосновании физико-технических возможностей реактора;

• алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (сочетание схем зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• результаты нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны МБИР;

• результаты расчетных исследований по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции;

• рекомендации по методикам, принципам и подходам, реализованным в расчетных моделях для формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, размещения экспериментальных каналов, которые могут быть полезны при разработке исследовательских реакторных установок нового поколения.

Практическая ценность работы

Практическая значимость диссертационной работы заключается в использовании полученных результатов в материалах эскизного и технического проектов РУ МБИР. Это подтверждается актом о внедрении.

Разработанные расчетные модели, методики и полученные результаты расчетных исследований могут быть рекомендованы для использования при проектировании перспективных исследовательских реакторных установках различного назначения.

Результаты, полученные лично автором

Автор принимал непосредственное личное участие во всех работах, представленных в диссертации.

Автором лично выполнены следующие работы:

• разработаны расчетные модели для решения нейтронно-физических задач, возникающих в процессе формирования компоновки активной зоны и обоснования физико-технических возможностей реакторной установки;

• проведен комплекс нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны и бокового экрана МБИР удовлетворяющей исходным требованиям и ограничениям;

• разработан алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (под руководством И.Б. Лукасевича (ОАО «НИКИЭТ»);

• получены результаты моделирования равновесной кампании для компоновки МБИР по схемам зонного и прямого моделирования;

• проведены расчетные исследования и выполнен анализ результатов работы по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции.

Достоверность полученных результатов

В работе применяются современные достижения в теории ядерных реакторов, методах численных расчетов и средствах информационных технологий.

Достоверность основных результатов, полученных автором, базируется на использовании классических расчетных методик для определения характеристик реакторных установок, примененных и верифицированных для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались на следующих конференциях Научная Сессия НИЯУ МИФИ (г. Москва, 2012,2013); международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва, 2012); конференция молодых специалистов «Быстрые реакторы» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва,2012); международная научная конференция "Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях" (ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 2011).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения. Содержит 139 страниц печатного текста, 21 рисунок, 26 таблиц и 1 приложение. Библиография насчитывает 103 наименования.

ОСНОВНОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Наблюдающийся в настоящее время ренессанс в развитии атомных технологий обусловил растущую востребованность исследовательских ядерных реакторов. Перспективы атомной энергетики связаны с развитием реакторов на быстрых

6

нейтронах и замкнутым топливным циклом. Поэтому в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные технологии нового поколения на период до 2015 г. и на перспективу до 2020 г.» предусмотрено создание МБИР. Предполагается, что реактор МБИР будет сооружен и введен в эксплуатацию к 2020 г. на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР» в г. Димитровграде Ульяновской области.

Введенный в 1969 году в эксплуатацию опытный реактор БОР-бО занял важное место в ряду созданных отечественных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: БР-5/10 (1959 г.), БОР-60 (1969 г.), БН-350 (1973 г.), БН-600 (1980 г.), ИБР-2 (1982 г.). Успешная эксплуатация реактора БОР-бО в течение более чем 40 лет позволила комплексно отработать натриевую технологию в реакторных условиях, обеспечить необходимыми экспериментальными данными проекты БН-350, БН-600, БН-800, провести обширные материаловедческие исследования, комплексные исследования проблем замкнутого топливного цикла и, вместе с тем, успешно реализовать возможности реактора для решения прикладных задач — производства электроэнергии и изотопной продукции.

Сооружение реактора МБИР должно обеспечить не только преемственность реализации экспериментальных и исследовательских программ, выполняемых на реакторе БОР-бО, но и инновационное развитие экспериментальной базы отрасли. В первую очередь это связано с необходимостью достижения более высокой плотности потока нейтронов в реакторе и проведения исследований топлива и материалов для обоснования реакторных технологий с различными типами теплоносителей от газа до жидких металлов, что требует создания автономных петлевых установок в быстром реакторе. Более того, предполагается, что реактор МБИР станет современным инструментом международного коллективного пользования по экспериментальным исследованиям в обоснование инновационных реакторных технологий на быстрых нейтронах.

В первой главе сформулированы пять основных взаимосвязанных задач, рассматриваемых в процессе проектирования реакторной исследовательской установки: задача формирования компоновки активной зоны, задача обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора, задача моделирования изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании, задача обоснования структуры и защиты ВРХ, задача инженерной оптимизации наработки радионуклидной продукции. Показано, что при создании такой уникальной установки в нейтронно-физическом моделировании необходимо учитывать большое количество различных факторов. Для решения поставленных задач необходимо разработать соответствующие расчетные модели, выбрать подходящие программные средства и написать ряд

7

вспомогательных программ для обеспечения взаимодействия различных программных средств, анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

Вторая глава посвящена обзору программных средств, которые могут быть использованы для расчета нейтронно-физических характеристик быстрого исследовательского реактора. Для решения задач, сформулированных в первой главе, выбраны программные средства, исходя из их функционального (физического) назначения, доступности и опыта использования. Для ответа на возникающие вопросы требуется проведение полномасштабных трехмерных многогрупповых расчетов нейтронного поля, энергораспределения и других нейтронно-физических функционалов. На стадии итерационных оценочных расчетов достаточно использования инженерных кодов. Расчет нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов в трехмерной геометрии (с шестигранной или квадратной формой элементарной ячейки в плоскости (X-Y)) по этим кодам в многогрупповом диффузионном приближении до настоящего времени является одним из основных инструментов серийных проектных и эксплуатационных расчетов.

Нейтронное поле в объеме реактора моделируется в трехмерной гексагональной (или квадратной) геометрии с использованием многогрупповой системы уравнений диффузии вида:

я(й(?) = EkgZ1^ (г)Фт(Я) + vr® (г)ф®(г) + 5®(Г) (1.2)

с граничными условиями:

ф(Ю(3) = о (1.3)

где:

г = {x,y,z\ ;

fj- обозначает координаты на внешней выпуклой поверхности области;

g - 1,1,...,G -номер энергетической группы;

5(g) (f) _ независимый внешний источник нейтронов;

X = Kef/, если S(e) (?)=0 для всех rug;

X = 1 - в противном случае;

- коэффициенты диффузии нейтронов группы g соответственно вдоль направления оси z и в плоскости (X,Y). Остальные значения общепринятые.

Однако применение диффузионного приближения для расчетов сложной по составу активной зоны, которая характерна для исследовательских реакторов, в ряде случаев проблематично. Тем не менее, опираясь на многолетний опыт расчетов и сравнение их результатов с результатами измерений, произведенных в процессе эксплуатации, могут быть получены вполне приемлемые для практики результаты. Сложность и требуемая точность нейтронно-физических расчетов при оценке локальных характеристик привели к широкому использованию программных средств (ПС) с реализацией в них метода Монте-Карло для решения уравнения переноса нейтронов. Этот метод позволяет обеспечить высокое качество расчетов облучательных, петлевых и других устройств и, таким образом, повысить обоснованность проектных решений. Использование метода Монте-Карло имеет преимущества по сравнению с другими методами расчетов: возможность проведения спектральных расчетов в системах со сложной геометрией, а именно такими являются активные зоны исследовательских реакторов и их окружение, проведение совместных расчетов полей нейтронов и гамма-квантов и т.д.

В настоящее время при проектировании быстрого исследовательского реактора целесообразно совместное использование и диффузионных программ и программ, реализующих решение уравнения переноса методом Монте-Карло. Например, для расчета выгорания и интегральных реактивностных характеристик можно использовать диффузионную программу, а для расчета параметров экспериментальных устройств, РО СУЗ и детального распределения энерговыделения — программу, в которой реализовано решение транспортного уравнения переноса.

В третьей главе для каждой из задач, сформулированных в первой главе, построены расчетные модели, которые состоят из целенаправленно созданных комбинаций ПС, специальных вычислительных цепочек из программ, модулей и системы передачи данных.

Задача формирования компоновки активной зоны решена путем проведения вариантных расчетов, в каждом из которых на основе выбранных исходных параметров выполняется моделирование равновесной кампании и расчет характеристик активной зоны, после чего проводится анализ полученных характеристик на предмет их соответствия требованиям и ограничениям с учетом теплофизических и иных смежных расчетов. На стадии вариантных расчетных исследований использовался инженерный код ТМвЕХ. Полномасштабные трехмерные расчеты проведены с использованием прецизионных программных средств МСЫРиМСи.

Для решения задачи обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора разработана расчетная модель.

Для формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, учитывающей большое количество факторов разработана методика.

Для расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору разработан алгоритм, основой которого являются две схемы моделирования выгорания топлива в активной зоне:

- схема зонного моделирования выгорания в активной зоне реактора. При таком подходе всё множество топливных сборок разбивается на несколько групп или зон таким образом, что топливные сборки с близкими нейтронно-физическими характеристиками оказываются собранными в одну зону. Топливный состав всех тепловыделяющих сборок (TBC) в пределах каждой зоны принимается одинаковым и рассчитывается единым образом. При этом каждая зона аксиально сегментирована на несколько ячеек (при моделировании МБИР их было 11), в каждой из которых состав отслеживается индивидуально. Перед проведением расчета изотопной кинетики, на основе проектных требований и ограничений по выгоранию и набору флюенса на конструктивные элементы, определялась длительность кампании для каждой зоны, то есть количество циклов между перегрузками от загрузки свежего топлива до выгрузки отработавшего топлива из рассматриваемой зоны. Применительно к РУ МБИР для разных зон, в зависимости от их удаленности, количество циклов могло меняться от 4 до 7. В дальнейшем организовывался итерационный процесс, состоящий в циклическом проведении следующей процедуры расчета.

В каждой зоне выделялась репрезентативная выборка, в которой рассчитывался топливо с нуклидным составом на интервале времени, в течение которого топливо находится в данных ячейках от загрузки до середины кампании. При этом все остальные ячейки активной зоны представлялись заполненными невыгорающим топливом с составом предыдущей итерации приближения, средним по кампании (фоновым топливом). Аналогичный расчет проводился для всех зон последовательно. В результате определялся топливный состав для каждой зоны на момент середины цикла между перегрузками. После этого расчет топлива с нуклидным составом для каждой зоны повторялся, однако в качестве фонового топлива использовался топливный состав, полученный для той или иной зоны на предыдущем шаге. После достижения необходимой степени сходимости итерационного процесса по топливным составам оказывается возможным получить составы в каждой зоне на любой момент времени цикла равновесной кампании. Для этого в качестве фонового

10

(невыгораюшего) топлива использовались полученные составы для каждой зоны, а в репрезентативных для каждой зоны сборках производился расчет выгорания от загрузки до требуемого момента, например, до начала (конца) цикла равновесной кампании. В результате, можно сформировать нуклидный состав активной зоны для интересующего момента, например, на момент начала (конца) кампании.

Для расчета процесса выгорания топлива, использовался инженерный код TRIGEX. Моделирование изотопной кинетики, а также, расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны проводились в реальной трехмерной геометрии с учетом наличия в активной зоне рабочих органов (РО), введенных до определенного уровня, в зависимости от рассматриваемого момента кампании.

На основе топливного состава активной зоны для начала или конца кампании выполнялись расчеты нейтронно-физических характеристик. При этом возникает задача, связанная с тем, что в рамках использованной методики производится усреднение (т.е. перемешивание) в пределах каждой зоны топливных составов разной степени выгорания, то есть отсутствуют явно заданные TBC с индивидуальным нуклидным составом, что не позволяет оценить локальные эффекты, в частности, максимальную линейную тепловую нагрузку на твэл. Для решения этой задачи предлагается искусственный прием, заключающийся в установке модельной (виртуальной) свежей TBC в начале кампании вместо TBC с усредненным по зоне топливом в наиболее напряженную (по плотности потока нейтронов) ячейку активной зоны. Именно в такой TBC проводилась консервативная оценка максимальной линейной тепловой нагрузки на твэл.

- схема прямого моделирования выгорания в активной зоне. Логика прямой методики состоит в явном воспроизведении процесса перегрузок, включая детализированный расчет процесса выгорания топлива отдельно в каждой топливной сборке в течение цикла, определение наиболее выгоревших TBC. выгрузку их и размещение на их место сборок со свежим топливом. После достаточно большого количества итераций этого процесса состояние активной зоны будет практически отвечать реальному состоянию эксплуатируемой активной зоны реактора при аналогичных критериях перегрузки TBC.

В качестве основного программного средства использовался инженерный код TRIGEX, как и в случае зонной методики. В образованном TRIGEX и CONSYST комплексе реализовано моделирование процесса выгорания топлива в ходе работы реактора. В результате расчета можно проследить за изменениями в активной зоне, произошедшими в ходе кампании. Таковыми изменениями в данной модели являлись изменение нуклидного состава топлива и изменение коэффициента размножения нейтронов в реакторе и т.п. Для того чтобы, оценить поведение реактора на много

11

кампаний вперед, необходимо все время поддерживать критичность реактора. Одним из механизмов поддержания желаемой критичности являются перегрузки топлива в активной зоне реактора. В комплексе TRIGEX возможность заменить конкретную сборку в определенный момент времени при расчете кампании не предусмотрена.

Для реализации процесса моделирования перегрузки топлива в исходные данные TRIGEX необходимо задать каждую топливную сборку со своим составом и выполнить детальное разбиение по высоте. Применительно к МБИР, каждая топливная ячейка разбивалась на слои, описывающие, в том числе 16 топливных составов (11 — на уровне топлива и 5 - на уровне торцевых экранов). Таким образом, при моделировании ведется работа более чем с 1500 нуклидными составами (в каждой TBC по 16 составов). После периода выгорания для запуска следующего цикла работы TRIGEX подготавливается входной файл, в котором наиболее выгоревшие TBC (с глубиной выгорания топлива или флюенсом быстрых нейтронов больше установленного предела) заменяются на свежие сборки. Выполнение данного процесса вручную достаточно трудоемко, особенно, при большом количестве расчетных зон в модели.

Для расчетного моделирования многократного процесса перегрузок (с определением подлежащих замене TBC и установки на их место TBC со свежим топливом) была создана программа «Парус». (Автор диссертации является одним из основных разработчиков данной программы при проектировании РУ МБИР). Ее основные функции заключаются в чтении выходного файла TRIGEX, его анализе характеристик TBC и составлении входного файла расчета следующего цикла на основе исходного TRIGEX-варианта с соответствующими коррекциями в картограмме загрузки для последующего запуска.

Возможны два режима работы программы «Парус»:

1) перегружается заданное пользователем число сборок с наибольшими среди всех сборок средними выгораниями или (по выбору) наибольшими среди всех сборок повреждающими флюенсами в слое.

2) перегружаются все сборки, не проходящие отбор по среднему выгоранию в одном из расчетных слоев сборки или (по выбору и указанию пользователя) по максимальному повреждающему флюенсу в слое.

Значение количества TBC, заданного для ежецикличной перегрузки (/V), определяется из дополнительного исследования, в котором рассматриваются разные значения N и анализируется набранный выгружаемыми TBC повреждающий флюенс. В этом исследовании определяется такое значение количества перегружаемых TBC, при котором на протяжении ряда циклов равновесной кампании повреждающий

флюенс (значение среднего выгорания) выгружаемых сборок максимально приближается, но не превосходит заданное критическое значение.

Программы TRIGEX и «Парус» запускаются последовательно друг за другом. После окончания работы TRIGEX запускается программа «Парус», которая посредством сравнения составов выгоревшего топлива из выходного файла TRIGEX с составами свежего топлива из начального входного файла осуществляет отбор перегружаемых TBC. Отбор происходит при помощи собственного параметрического файла «Парус», в котором содержатся критерии перегрузки. Начальный входной файл необходим для считывания невыгоревших составов, геометрических параметров модели и параметров выгорания, таких как временное разбиение, мощность на шаге и т.п.

С помощью соответствующим образом подготовленного bat-файла организуется последовательный цепной процесс запуска программ TRIGEX и «Парус», моделирующий последовательность циклов выгорания и перегрузок.

Результатом работы программы «Парус» является создание входного файла TRIGEX с обновленными составами расчетных ячеек выбранных TBC. Также при завершении работы программы создаётся файл BURN.out, который в удобной форме содержит информацию о выгораниях и флюенсах выгруженных сборок. В процессе работы программы создается файл, в котором записываются значения флюенсов в неперегруженных сборках (и обнуляются в перегружаемых) для учета полного набранного за предыдущие периоды флюенса при продолжении расчетов.

Следует отметить, что при расчете характеристик TRIGEX определяет и учитывает в наборе повреждающего флюенса плотность потока быстрых нейтронов в наиболее напряженном слое по высоте, но усредненное по сечению этого слоя топливной сборки. Однако, плотность потока быстрых нейтронов обладает неравномерностью по сечению сборки, причем неравномерность может достигать весьма высоких значений, а ограничение по повреждающему флюенсу должно касаться, естественно, наиболее нагруженных элементов TBC, а не применяться к усредненному сечению. Так как коэффициент неравномерности является локальной нейтронно-физической характеристикой, то для ее определения проводится расчетное исследование по прецизионной программе, использующей метод Монте-Карло.

Для изучения необходимости и вариантов размещения сборок борной защиты в боковом экране в качестве нейтронной защиты корпуса реактора и отработавших TBC разработана расчетная модель, состоящая из комплекса нентронно-фнзических расчетов.

Для исследования наработки радиопуклидной продукции была подготовлена соответствующая расчетная модель.

В четвертой главе приведены результаты выполненного комплекса нейтронно-физических исследований с целью формирования активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований (табл.1) и ограничений до расчета характеристик и оценки экспериментального и исследовательского потенциала установки.

Таблица 1 - Исходные параметры и требования к МБИР в рамках нейтронно-физического моделирования____

Наименование Значение

Тепловая мощность реактора, МВт 150

Компоновка Петлевая

Максимальная интегральная плотность потока нейтронов, см'2-с"1 — 5.0х1015

Тип топлива в рабочих (штатных) TBC Смешанное оксидное уран-плутониевое (93%(и-Ри)02+7%ите)

Изотопный состав плутония,»/»: -,sPu/-wPu/J4l,Pu/'4'Pu/-4"Pu 0.13/91.72/6.55/1.17/0.43

Число рабочих органов СУЗ (ориентировочно): 8

Материал поглотителя рабочих органов СУЗ АЗ, КР и РР - обогащенный до 80% по 10В В4С; АР - природный В4С

Материал оболочки твэл Сталь марки 06Х16Н15М2Г2ТФР-ИД (ЧС-68 ИД)

Диаметр твэла, мм 6.9x0.4 6.0x0.3

Высота топливной части твэл, мм До 600

Максимальное выгорание топлива, % т.а. до 14

Линейная тепловая нагрузка на твэл, кВт/м до 50

Максимальная температура оболочки твэл, °С до 700

Максимальный флюенс на оболочке твэла, см'1 (Е>0.1 МэВ) не более 1.5х102'

Внутриреакторное хранилище (ВРХ) ОТВС 40 ч- 80 ячеек

Время работы реактора между перегрузками, эфф.суток 100, не менее

Проектный срок службы, лет 50

Коэффициент использования реактора 0.65

В рамках изучения способов повышения максимальной плотности потока нейтронов рассматривалось использование двух типов твэлов размером 6.9x0.4 и 6.0x0.3 мм. Нейтронно-физические характеристики активной зоны рассчитывались для равновесного режима работы реактора. Решающим фактором при выборе варианта являлась объемная энергонапряженность и, соответственно, более высокая плотность потока нейтронов (около 20%) при использовании твэлов диаметром 6.0 мм при ограничении линейной тепловой нагрузки 500 Вт/см. Для моделирования активной зоны была принята шестигранная TBC с размером под ключ 72.2 мм с 91-м

твэлом диаметром б.О мм. В соответствии с задачами, поставленными перед установкой, в ее состав должны быть включены следующие экспериментальные объемы, представленные в таблице 2.

Таблица 2 - Требования к наличию экспериментальных объемов

Экспериментальные устройства Количество, шт Интегральная плотность потока нейтронов, см""-с"1

Петлевые каналы: - натрий - свинец - свинец-висмут - расплавленные соли - газ (гелий) 3 >31015 2-Ю15 (2 + 3)1015 до 3.5Т015 (0.4- 1)1015

Экспериментальные каналы в пределах активной зоны до 4 До 5-Ю15

Ячейки для размещения неинструментованных изотопных или материаловедческих сборок 12-15 До 5-Ю15

Горизонтальные и вертикальные каналы за корпусом реактора 5-8 (0.05 + 0.5)' 1014 (0.1 + 0.5)-1014

Компоновка активной зоны определялась задачами, стоящими перед установкой, или конструктивными особенностями. Например, условия планируемых экспериментов на петлевом канале с натриевым теплоносителем требуют размещения петлевого канала из семи ячеек, в центре активной зоны. Геометрические дистанционирующие ограничения на взаимное расположение петлевых каналов, РО СУЗ и инструментованных сборок сформировались исходя из размеров фланцев этих устройств (рис.1).

ЦПК - центральный петлевой канал;

ПК - петлевой канал;

ЭК - экспериментальный канал;

РР - регулятор реактивности;

КР - компенсатор реактивности;

АЗ - аварийная защита;

АР - автоматический регулятор

Рисунок 1 — Размещение основных конструктивных элементов с дистанционирующими ограничениями в виде окружностей

При размещении основных конструктивных элементов учитывали несколько аспектов. Первый из них связан с тем, что расположение петлевого канала в геометрическом центре активной зоны исключает размещение регулирующих органов СУЗ не только в семи ячейках, занимаемых центральным петлевым каналом, но и в двух примыкающих к нему рядах. Эффективность регулирующих органов, вытесненных на периферию, снижается. Обеспечение межперегрузочного интервала не менее 100 сут., приводит к снижению реактивности за этот период около 3%. Из необходимости иметь подкритичность 2% в режиме временного останова при взведенных регулирующих органов аварийной защиты вытекают высокие требования к эффективности РО СУЗ. Для обеспечения подкритичности 2% в режиме временного останова рассматривались различные варианты. В результате была принята система, в состав которой вошли два органа аварийной защиты, два автоматического регулирования, два регулятора реактивности и два компенсатора реактивности. При формировании компоновки обеспечивался приоритет размещения регуляторов реактивности и компенсаторов реактивности. Регуляторы реактивности, компенсирующие снижение реактивности в течение кампании, были размещены строго симметрично относительно друг друга для выравнивания нейтронного поля и максимально близко к центру активной зоны для достижения заданной длительности межперегрузочного цикла даже в состоянии с максимально допустимым выгоранием поглотителя.

Экспериментальные каналы размещались по возможности удаленно от регуляторов реактивности, перемещающихся и, соответственно меняющих нейтронное поле в течение работы реактора. Петлевые каналы, расположенные в боковом экране на границе с активной зоной, частично введены в активную зону для повышения плотности потока нейтронов. Регулирующие органы автоматического регулирования были вынесены на границу активной зоны для уменьшения их эффективности, как того требует функциональность. В результате межперегрузочный интервал составил 100 сут. Требование необходимой подкритичности в режиме временного останова также оказалось выполненным.

Количество TBC и материаловедческих сборок определялось из баланса между ограничением максимальной линейной тепловой нагрузки на твэл не более 500 Вт/см, с одной стороны, и стремлением увеличить плотность потока нейтронов в активной зоне, с другой. В результате в активной зоне было размещено 94 TBC и 12 материаловедческих сборок (рис.2). Доля плутония с заданным изотопным составом в топливе подбиралась на основе необходимого запаса реактивности на начало равновесного цикла.

Ф - ТВС;

ф - матсриаловсдчсскне сборки

Рис. 2 Компоновка активной зоны МБИР

Моделирование равновесной кампании было проведено по обеим методикам. В рамках зонной методики все топливные сборки были разбиты на 5 зон в зависимости от удаления от центра активной зоны. Количество циклов между перегрузками для этих зон составило соответственно 4,5,5,6,7. Для моделирования в рамках прямой методики был задан критерий перегрузки, состоящий в фиксировании количества перегружаемых топливных сборок. Такой критерий позволил обеспечить большую адекватность реальному режиму работы реактора. Длительность кампании для каждой сборки определялась исходя из проектного ограничения величины флюенса (Е>0.1 МэВ) на оболочку твэла и элементы конструкции ТВС величиной 1.5-1023 см"2, как и в случае зонной методики. Количество перегружаемых топливных сборок после каждого цикла составило 19 штук. На основе прямой методики моделирования, как описано в главе 3, был проведен расчет 200 циклов равновесной кампании, что соответствует примерно 80 годам работы реактора (рис.3).

1.03 1.02 1.01 ¡.00 0 09 0.98 0.97 0.96

О 20 4 0 60 80 100 120 140 160 180 200 llaut|i цикла

Рисунок 3 - Зависимость величины К,фф(полученной по TRIGEX на начало цикла при определенном фиксированном положении РО СУЗ) от номера цикла при прямом

моделировании

- і

\

і тш

В качестве стартового состояния было выбрано заполнение всей активной зоны свежим топливом. После определенного, весьма небольшого, количества циклов работы топлива и перегрузок состояние реактора выходит на асимптотику, то есть приближается к равновесному, не зависящему от начальной точки. Как видно из рисунка 3, практически удовлетворительное приближение к равновесию достигается после примерно десяти-двадцати циклов. Следует заметить, что состав топлива активной зоны для каждого цикла даже в равновесии индивидуален и зависит от ячейки расположения и исходного топливного состава. В частности, по этой причине даже в равновесии наблюдаются флуктуации К-„.„>, в зависимости от номера цикла, амплитуда которых составляет примерно 0.6 %.

После определения нуклидного состава топлива на момент начала и конца цикла равновесной кампании по обеим методикам были проведены расчеты нейтронно-физических характеристик. Они были выполнены по прецизионной программе, основанной на моделировании переноса нейтронов методом Монте-Карло. Часть полученных нейтронно-физических характеристик представлена в таблице 3. Таблица 3 - Нейтронно-физические характеристики активной зоны на начало и конец

павновеспой кампании

Характеристика или параметр активной зоны Зонная методика Прямая методика

Начало кампании Конец кампании Начало Конец кампании кампании

Мощность реактора, МВт 150

Количество топливных ячеек в а.з. 94

Длительность цикла между перегрузками, сут 100

Мощность, выделяемая в TBC полная (на 1 TBC). МВт 141 (1.50) 140 (1.49)

Количество циклов, отрабатываемых топливными сборками - Каждая TBC отрабатывает индивидуальное количество циклов

Количество циклов, отрабатываемых сборками для расчетных зон № 1.2.3.4.5 4,5,5,6,7 -

Максимальная линейная тепловая нагрузка на твэл. Вт/см 420 405 470 455

Максимальная линейная тепловая нагрузка на твэл. при помещении TBC со свежим топливом в самую напряженную ячейку на начало кампании. Вт/см 468 -

Максимальная мощность TBC для прямой методики и свежей TBC в наиболее напряженной ячейке на начало цикла для зонной методики, МВт 2.104 2.113

Характеристика пли параметр активной зоны Зонная методика Прямая методика

Начало кампании Конец кампании Начало кампании Конец кампании

Среднее/максимальное выгорание, % 8.3/10.6 7.9/10.3

Максимальная интегральная плотность потока нейтронов в активной зоне, см""-с"' 5.14 Е+15 5.34 Е+15 5.25 Е+15 5.44 Е+15

Плотность потока нейтронов в центральном 5-см слое ЦПК, см"2 с"' 4.89 Е+15 5.04 Е+15 4.90 Е+15 5.00 Е+15

Плотность потока нейтронов в центральном 5-см слое ПК1, см"2с'' 2.01 Е+15 2.12 Е+15 1.97 Е+15 2.09 Е+15

Плотность потока нейтронов в центральном 5-см слое ПК2, см 2 с"' 1.89 Е+15 1.84 Е+15 1.90 Е+15 1.86 Е+15

Плотность потока нейтронов в центральном 5-см слое ЭК2 см"2с"' 3.24 Е+15 3.33 Е+15 3.28 Е+15 3.36 Е+15

Плотность потока нейтронов в центральном 5-см слое ЭКЗ см"2 с"' 2.85 Е+15 2.93 Е+15 2.82 Е+15 2.95 Е+15

Эффективность группы РР, 3.54 3.68 3.55 3.70

Эффективность группы КР, %ДК:я|,ф/КГН|,ф 3.24 3.35 3.25 3.38

Эффективность группы АЗ, УОДК.М/Каь 2.97 3.34 2.94 3.08

Падение реактивности за цикл, »/оДК^Ки,* 2.86 2.90

Проведенные нейтронно-физические расчеты показали, что разработанные методики зонного и прямого моделирования дают хорошо согласующиеся между собой результаты применительно к расчетам основных нейтронно-физических характеристик активной зоны РУ МБИР. Тем не менее, обе методики имеют свои достоинства и недостатки. Зонная методика позволяет определить глобальные параметры активной зоны и получить общий характер распределенных характеристик. Расчет с использованием топливного профиля, полученного по зонной методике, требует меньших затрат компьютерного времени (одна неделя вместо месяца). Также приближение зонной методики позволяет оперативно вносить изменения в конструкцию и выполнять предварительный анализ большого количества вариантов компоновок. Прямая методика позволяет приблизиться к моделированию реального функционирования активной зоны в равновесном режиме и проанализировать работу реактора при задании разных критериев перегрузки топливных сборок. Методика позволяет рассмотреть поведение и флуктуации основных параметров активной зоны от цикла к циклу, а также получить более точный и реалистичный профиль распределения энерговыделения в активной зоне с

учетом наличия в ней топливных сборок разной степени выгорания. Обе методики могут быть использованы при нейтронно-физическом моделировании других быстрых реакторных систем.

Задача обоснования структуры и размещения внутриреакторного хранилища (ВРХ) решалась на последнем этапе формирования компоновки активной зоны и бокового экрана. При проведении предварительных расчетов принималось, что отработавшие TBC помещаются во внутриреакторное хранилище, находящееся в крайнем ряду БЭ перед корпусными обечайками. Внутриреакторное хранилище вмещает 35-40 TBC. Мощность отработавших TBC, размещенных в хранилище достигает 7 МВт. Это приводит к тому, что к моменту извлечения, TBC имеет значительное энерговыделение. Размещение TBC во внутриреакторном хранилище увеличивает повреждающий флюенс на примыкающие к нему корпусные, в том числе несущие конструкции. Тепловая и нейтронная нагрузки на корпусные обечайки получились существенно асимметричными со стороны хранилища и с противоположной стороны, что усложняет условие эксплуатации конструкции. Увеличение диаметра корпуса реактора для удаления внутриреакторного хранилища от активной зоны нежелательно, поскольку влечет за собой уменьшение нейтронного потока в экспериментальных устройствах, расположенных за корпусом. Для экранирования внутриреакторного хранилища от излучения активной зоны было принято решение использовать сборки борной защиты (на основе природного бора). В результате мощность TBC, расположенных в хранилище снизилась до 2,5 МВт, повреждающая нейтронная нагрузка на элементы корпуса уменьшилась до допустимой.

В результате проведенных расчётно-аналитических исследований, методических разработок, итерационных оптимизационных расчетов сформирована активная зона быстрого исследовательского реактора МБИР (рис.4), отвечающая исходным требованиям, ограничениям, обладающая заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом. В таблице 4 представлены основные параметры и нейтронно-физические характеристики разработанной активной зоны.

Таблица 4 - Общие параметры активной зоны в рамках проведенного моделирования

Параметр активной зоны Значение

Мощность реактора, МВт 150

Количество ячеек в шестиграннике, охватывающем активную зону 127

Количество топливных ячеек в активной зоне 94

Количество топливных ячеек в ВРХ 38

Количество нетопливных ячеек в активной зоне 30

Количество ячеек РО СУЗ: РР, КР, АЗ, АР 8: 2, 2, 2, 2

Количество ячеек для ЭК 3

Параметр активной зоны Значение

Количество нетопливных ячеек для материаловедческих сборок или инструментованных каналов 12

Длительность цикла между перегрузками, сут 100

Количество перегружаемых TBC после каждого цикла 19

Количество циклов, отрабатываемых сборками группы № 1, 2, 3, 4, 5 соответственно 4, 5, 5, 6, 7

Падение запаса реактивности за цикл равновесной кампании, % 2.9

Доля Ри02 в МОХ-составляющей топливного сердечника для топлива подпитки, % 38.1

Максимальное/среднее выгорание, % т.а. 10.3/7.9

Суммарная мощность, выделяемая в TBC, МВт 140

Суммарная мощность, выделяемая в ВРХ, МВт 2.5

Максимальная линейная тепловая нагрузка на твэл, Вт/см 470

Доля быстрых (Е>0.1 МэВ) нейтронов в разных областях активной зоны от 0.66 до 0.73

Доля запаздывающих нейтронов: ß,4(b 0.0030

Время жизни мгновенных нейтронов, с 5.4-10"'

Для проведения проектных расчетных исследований по наработке радионуклидной продукции использовалась компоновка активной зоны и БЭ представленная на рисунке 4. Расчеты проводились для равновесной кампании. Нуклидный состав топлива активной зоны был усреднен в пределах каждого ряда и соответствовал середине цикла равновесной кампании. Задача по оптимизации наработки радионуклидов была рассмотрена на примере 4 изотопов: 898г, 63№, 15?Сс|,

б0Со. Предложенные изотопы можно разделить на две группы. Первая группа, включающая в себя наработку 893г и б3№ требует высокого потока и жесткого спектра, тогда как вторая группа, включающая в себя 1530<1 и бчСо требует смягченного спектра. Размещение облучаемых образцов предполагалось осуществлять в ячейках, предназначенных для установки изотопных сборок (ИС) или материаловедческих сборок, а также в боковом экране, окружающем активную зону. Изотопная сборка состоит из 19 элементов радиусом 0.725 см, заполненных облучаемым материалом высотой 55 см и размещенных на уровне топливного столба. Для случая, когда требуется смягченный спектр, используется изотопная сборка с замедлителем, в которой внешний и центральный ряд элементов заполнен замедлителем. Поперечное сечение сборки с замедлителем представлено на рисунке 5.

Изотопные сборки можно разделить на две группы: находящиеся во втором ряду вокруг ЦПК (ИС внутренней локализации) и находящиеся в пятом, граничащим с БЭ (рис.4). Изотопные сборки, принадлежащие разным группам, сильно отличаются по плотности потока нейтронов - более чем в полтора раза, а принадлежащие одной группе, обладают близкими значениями по плотности потока нейтронов. Исходя из этого, при изучении облучения изотопной сборки в активной зоне можно ограничиться двумя вариантами, первый из которых представляет размещение изотопной сборки во внутренней группе, второй - в периферийной группе соответствующих ячеек.

Проведена оптимизационная процедура, связанная с определением места размещения, характеристик мишени и характерного времени облучения для каждого целевого изотопа. Целевые функционалы определялись требованиями по объему получаемого изотопа и его удельной активности. В качестве места размещения рассмотрены нетопливные ячейки внутри активной зоны, предназначенные для

установки МС или ИС, и ячейки в БЭ, окружающем активную зону. Для коррекции спектра в нужную сторону использовалась сборка, включающая в себя замедлитель. По результатам проведенных исследований выбраны оптимальные места размещения мишеней для каждого случая и сделаны выводы по наиболее эффективной плотности размещения облучаемого элемента в мишени (таблица 5).

Таблица 5 - Характеристики нарабатываемого изотопа за 1 год облучения на сборку мишени

Место Время Количество Наработка Требуемая Необходимое

Изотоп размещения нахожде- наработки за 1 год годовая количество сборок

мишени ния на одну работы наработка, для выполнения

сборки в мишень, Ки реактора Ки годового объема

реакторе, в 1 ИС, Ки наработки, шт

сут

МС

внутренней 100 87 220 700 4

локализации

МС

внутренней 360 125 125 200 2

локализации

""Со БЭ 2 ряда 500 120 10' 90 10 і 600 10' 7

БЭ 7 ряда 200 1150 1800 1000 1

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ И ВЫВОДЫ

1. В результате проведенных методических разработок, расчётно-аналитических исследований, вариантных оптимизационных расчетов сформирована компоновка активной зоны МБИР с учетом достижения требуемой плотности потока нейтронов б^Ю^см^-с"1 при ограничении линейной тепловой нагрузки 500 Вт/см, размещения экспериментальных устройств и иных элементов, выработаны рекомендации, которые могут быть использованы при разработке и модернизации ядерных установок нового поколения.

2. Разработан новый специализированный алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (сочетание схем зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора).

3. Впервые проведено моделирование равновесной кампании для выбранной компоновки активной зоны проектируемого быстрого исследовательского реактора по схемам зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне, выполнено сравнение и анализ результатов. Полученные данные позволяют сформулировать преимущества и недостатки каждой схемы, определить области их применения.

4. Представлены результаты расчетного обоснования и инженерной оптимизаций решений по размещению ВРХ и вариантов применения сборок борной защиты в боковом экране.

5. Приведены результаты расчетных исследований, выполнен анализ возможностей и оптимизация технологии наработки радионуклидной продукции на примере ряда наиболее востребованных изотопов.

СПИСОК ПУБЛИКАЦИЙ ПО ТЕМЕ ДИССЕРТАЦИИ

1. Зайко И.В., Левченко М.О., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б.,Родина Е.А., Романова Н.В., Третьяков И.Т. Нейтронно-физические особенности активной зоны МБИР. // Атомная Энергия, 2013, т. 114, вып. 4, с. 188-192.

2. Зайко И.В., Левченко М.О., Лукасевич И.Б., Родина Е.А. Моделирование равновесной кампании РУ МБИР. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.33, с. 49-53.

3. Лукасевич И.Б., Родина Е.А.. Порядок формирования и пути усовершенствования активной зоны РУ МБИР. // ВАНТ. Сер. Обеспечение безопасности АЭС, 2013, вып.ЗЗ, с. 53-59.

4. Родина Е.А., Щукин Н.В. Основные аспекты нейтронно-физического расчета при проектировании МБИР. Сборник аннотаций докладов научной сессии МИФИ, 2013, с.53.

5. Зайко И.В., Левченко М.О., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Родина Е.А., Романова Н.В., Третьяков И.Т. Нейтронно-физические особенности проектирования МБИР.// Сборник трудов международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики». М.:ОАО «НИКИЭТ», 2012. T.l. С.187-194.

6. Дружаев A.A., Родина Е.А., Семенов A.A., Щукин Н.В. Создание расчетного комплекса для исследования перегрузок в быстром исследовательском реакторе. // Ядерная физика и ижиниринг», 2012, том 3, № б, с. 496-501.

7. Родина Е.А., Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Романова Н.В.. Выбор компоновки активной зоны реактора МБИР. //ВАНТ. Сер. Физика ядерных реакторов, 2012, вып. I, с. 79-84.

8. Лопаткин A.B., Лукасевич И.Б., Зайко И.В., Родина Е.А. «Основные нейтронно-физические характеристики компоновок активной зоны МБИР». // Годовой отчет НИКИЭТ.Сб. статей - М.: ОАО «НИКИЭТ», 2011. С.113-114.

Подписано в печать 02.10.2013 г.

Усл.п.л. - 1.5 Заказ №16669 Тираж: 60 экз.

Копицентр «ЧЕРТЕЖ.ру» ИНН 7701723201 107023, Москва, ул. Б.Семеновская 11, стр.12 (495) 542-7389 www.chertez.ru

Национальный исследовательский ядерный университет

«МИФИ»

На правах рукописи УДК 621.039.5

04201365126

Родина Елена Александровна

РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ХАРАКТЕРИСТИК МБИР И ОБОСНОВАНИЕ ЕГО ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫХ ВОЗМОЖНОСТЕЙ

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

диссертация на соискание учёной степени кандидата технических наук

Научный руководитель:

Доктор физико-математических наук Щукин Николай Васильевич

МОСКВА 2013

СОДЕРЖАНИЕ

Общая характеристика работы............................................................................................................3

ВВЕДЕНИЕ..................................................................................................................................................................9

Глава 1. Задачи проектирования, требующие разработки расчетных

моделей нейтронно-физических процессов....................................................................................13

11 Задача формирования компоновки активной зоны............................................13

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора..........................16

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании............................................................................20

1.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ......................................21

1.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов..............22

Глава 2. Программные средства, используемые для расчетного обеспечения проектирования быстрого исследовательского

реактора........................................................................................................................................................................25

2 ^ Краткий обзор ПС, пригодных для моделирования

исследовательских быстрых реакторов......................................................................25

2.2 Выбор ПС для проектных исследований РУ МБИР........................................40

Глава 3. Разработка расчетных моделей......................................................................................43

3.1 Задача формирования компоновки активной зоны............................................43

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора............................46

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании..............................................................................49

3.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ........................................58

3.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов..................59

Глава 4. Результаты расчетных исследований. Рекомендации..........................62

4.1 Задача формирования компоновки активной зоны............................................62

^ 2 Задача обоснования функционально-технических возможностей

проектируемого быстрого исследовательского реактора..............................65

^ ^ Задача моделирования изотопной кинетики, технологии

перегрузок и равновесной кампании............................................................................82

4.4 Задача обоснования структуры и размещения ВРХ........................................101

4.5 Задача инженерной оптимизации наработки радионуклидов..................Ю7

ЗАКЛЮЧЕНИЕ................................................................................................................................................................125

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ................................................................................................127

ПРИЛОЖЕНИЕ. Копия акта о внедрении....................................................................................129

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ................................................................................................................................130

Общая характеристика работы

Актуальность работы

Исследовательские реакторы среди объектов использования атомной энергии занимают особое место. Их основное назначение - радиационные испытания перспективных видов топлива, конструкционных материалов, реакторные испытания твэлов, TBC, пэлов, других элементов активной зоны, испытания новых типов оборудования, различных технологических систем, освоение технологий производства радиоизотопной продукции различного назначения, наработка модифицированных материалов, проведение прикладных и медицинских исследований с использованием реакторных излучений.

Основные этапы проектирования активной зоны быстрого исследовательского реактора связаны с проведением нейтронно-физических расчетов, направленных на решение таких задач, как формирование компоновки активной зоны с большим количеством экспериментальных устройств, обоснование физико-технических возможностей реактора, моделирование технологии перегрузок с учетом нейтронно-физических особенностей реактора и др.

Решение такого рода задач возможно только на основе проведения комплексных оптимизационных расчетных исследований. На стадии оценочных расчетов, как правило, достаточно использовать так называемые инженерные программные средства, основанные на приближённых моделях нейтронно-физических процессов. Повышение требований к точности нейтронно-физических расчетов при оценке локальных характеристик приводит к необходимости использования прецизионных кодов, основанных на методе Монте-Карло. При целенаправленном использовании различных программных средств обеспечивается возможность достижения, с одной стороны, высокой точности расчетов, а с другой стороны приемлемого для практики быстродействия при получении нейтронно-физических

характеристик. Поэтому создание эффективной системы расчетного моделирования для решения широкого круга задач, поставленных при проектировании исследовательской установки, является актуальной задачей.

Цели и задачи диссертационной работы

Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны многоцелевого быстрого исследовательского реактора (МБИР), отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом.

Для достижения поставленной цели автором были созданы расчетные модели, обоснован выбор программных средств и разработан ряд дополнительных и вспомогательных программ для анализа, передачи и обработки данных, получаемых в ходе нейтронно-физических расчетов, с помощью которых решались следующие базовые задачи:

- формирование компоновки активной зоны быстрого исследовательского реактора;

- обоснование функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора;

моделирование изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании;

- обоснование структуры и защиты внутриреакторного хранилища;

- инженерная оптимизация наработки радионуклидов.

Научная новизна работы обусловлена новым объектом исследований, для которого:

• впервые для исследовательской установки с быстрым реактором выполнен весь необходимый для проектирования комплекс нейтронно-физических исследований по формированию активной зоны реакторной установки от анализа исходных требований и ограничений до расчета

характеристик и оценки экспериментального и исследовательского потенциала установки;

• на основе проведенных исследований и анализа результатов расчетного моделирования разработаны рекомендации по формированию активной зоны новой реакторной установки с учетом достижения требуемой плотности потока нейтронов, ограничения линейной тепловой нагрузки, размещения петлевых каналов и рабочих органов СУЗ;

• разработан новый специализированный алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (схемы зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• впервые проведено моделирование равновесной кампании для выбранной компоновки активной зоны проектируемого быстрого исследовательского реактора по схемам зонного и прямого моделирования, выполнены сравнение и анализ результатов.

На защиту выносятся следующие положения:

• расчетные модели для решения задач, возникающих в процессе проектирования реальной исследовательской реакторной установки при формировании компоновки активной зоны и обосновании физико-технических возможностей реактора;

• алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (сочетание схем зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора);

• результаты нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны МБИР;

• результаты расчетных исследований по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции;

• рекомендации по методикам, принципам и подходам, реализованным в расчетных моделях для формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, размещения экспериментальных каналов установок, которые могут быть полезны при разработке исследовательских реакторных установок нового поколения.

Практическая ценность работы

Практическая значимость диссертационной работы заключается в использовании полученных результатов в материалах эскизного и технического проектов РУ МБИР. Это подтверждается актом о внедрении.

Разработанные расчетные модели, методики и полученные результаты расчетных исследований могут быть рекомендованы для использования при проектировании перспективных исследовательских реакторных установках различного назначения.

Результаты, полученные лично автором

Автор принимал непосредственное личное участие во всех работах, представленных в диссертации.

Автором лично выполнены следующие работы:

• разработаны расчетные модели для решения нейтронно-физических задач, возникающих в процессе формирования компоновки активной зоны и обоснования физико-технических возможностей реакторной установки;

® проведен комплекс нейтронно-физических исследований по формированию компоновки активной зоны и бокового экрана МБИР удовлетворяющей исходным требованиям и ограничениям;

• разработан алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (под руководством И.Б. Лукасевича (ОАО «НИКИЭТ»);

• получены результаты моделирования равновесной кампании для компоновки МБИР по схемам зонного и прямого моделирования;

• проведены расчетные исследования и выполнен анализ результатов работы по изучению возможностей, потенциала и оптимизации условий наработки радионуклидной продукции.

Достоверность полученных результатов

В работе применяются современные достижения в теории ядерных реакторов, методах численных расчетов и средствах информационных технологий.

Достоверность основных результатов, полученных автором, базируется на использование классических расчетных методик для определения характеристик реакторных установок, примененных и верифицированных для реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Апробация работы

Основные результаты диссертации докладывались на следующих конференциях Научная Сессия НИЯУ МИФИ (г. Москва, 2012, 2013); международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва, 2012); конференция молодых специалистов «Быстрые реакторы» (ОАО «НИКИЭТ», г. Москва,2012); международная научная конференция "Исследовательские реакторы в разработке ядерных технологий нового поколения и фундаментальных исследованиях" (ГНЦ НИИАР, г. Димитровград, 2011).

Публикации

По теме диссертации опубликовано 8 работ, включая 3 статьи в реферируемых журналах из списка ВАК РФ.

Структура и объем работы

Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения. Содержит 139 страниц печатного текста, 21 рисунок, 26 таблиц и 1 приложение. Библиография насчитывает 103 наименования.

ВВЕДЕНИЕ

Наблюдающийся в настоящее время ренессанс в развитии атомных технологий обусловил растущую востребованность исследовательских ядерных реакторов [31-34]. Перспективы атомной энергетики связаны с развитием реакторов на быстрых нейтронах и замкнутым топливным циклом. Поэтому в рамках Федеральной целевой программы «Ядерные технологии нового поколения на период до 2015 г. и на перспективу до 2020 г.» предусмотрено создание многоцелевого исследовательского реактора на быстрых нейтронах (МБИР) [35-36]. Предполагается, что реактор МБИР будет сооружен и введен в эксплуатацию к 2020 г. на площадке ОАО «ГНЦ НИИАР» в г. Димитровграде Ульяновской области [37].

Введенный в 1969 году в эксплуатацию опытный реактор БОР-бО занял важное место в ряду созданных отечественных реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем: БР-5/10 (1959 г.), БОР-бО (1969 г.), БН-350 (1973 г.), БН-600 (1980 г.), ИБР-2 (1982 г.). Успешная эксплуатация реактора БОР-бО в течение более, чем 40 лет позволила комплексно отработать натриевую технологию в реакторных условиях, обеспечить необходимыми экспериментальными данными проекты БН-350, БН-600, БН-800, провести обширные материаловедческие исследования, комплексные исследования проблем замкнутого топливного цикла и, вместе с тем, успешно реализовать возможности реактора для решения прикладных задач - производства электроэнергии и изотопной продукции [38].

Сооружение реактора МБИР должно обеспечить не только преемственность реализации экспериментальных и исследовательских программ, выполняемых на реакторе БОР-бО, но и инновационное развитие экспериментальной базы отрасли. В первую очередь это связано с необходимостью достижения более высокой плотности потока нейтронов в реакторе и проведения исследований топлива и материалов для обоснования

реакторных технологий с различными типами теплоносителей от газа до жидких металлов, что требует создания автономных петлевых установок в быстром реакторе. Более того, предполагается, что реактор МБИР станет современным инструментом международного коллективного пользования по экспериментальным исследованиям в обоснование инновационных реакторных технологий на быстрых нейтронах [30, 39-41].

Основной целью работы является разработка и расчетное обоснование компоновки активной зоны МБИР, отвечающей исходным требованиям, обладающей заданным уровнем функциональности и высоким исследовательским потенциалом. В первой главе сформулированы пять основных взаимосвязанных задач, рассматриваемых в процессе проектирования реакторной исследовательской установки: задача формирования компоновки активной зоны, задача обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора, задача моделирования изотопной кинетики, технологии перегрузок и равновесной кампании, задача обоснования структуры и защиты ВРХ, задача инженерной оптимизации наработки радионуклидной продукции. Показано, что при создании такой уникальной установки в нейтронно-физическом моделировании необходимо учитывать большое количество различных факторов, Для решения поставленных задач необходимо разработать соответствующие расчетные модели, выбрать подходящие программные средства и написать ряд вспомогательных программ для обеспечения взаимодействия различных программных средств, анализа и обработки данных, получаемых в ходе расчетов.

Вторая глава посвящена обзору программных средств, которые могут быть использованы для расчета нейтронно-физических характеристик быстрого исследовательского реактора. Для решения задач, сформулированных в первой главе, выбираются для использования программные средства, исходя из их функционального (физического) назначения, доступности и опыта использования. Показано, что в настоящее время при проектировании быстрого

исследовательского реактора целесообразно совместное использование и диффузионных программ и программ, реализующих решение уравнения переноса методом Монте-Карло. Например, для расчета выгорания и интегральных реактивностных характеристик можно использовать диффузионную программу, а для расчета параметров экспериментальных устройств, РО СУЗ и детального распределения энерговыделения - программу, в которой реализовано решение транспортного уравнения переноса.

В третьей главе для каждой из задач, сформулированных в первой главе, описаны расчетные модели, которые состоят из целенаправленно созданных комбинаций ПС, специальных вычислительных цепочек из программ, модулей и систем передачи данных. Разработана расчетная модель для решения задачи обоснования функционально-технических возможностей проектируемого быстрого исследовательского реактора. Представлена методика, по которой проводилась процедура формирования компоновки активной зоны и бокового экрана, учитывающая большое число факторов. Разработан алгоритм расчетного моделирования технологии перегрузок и равновесной кампании применительно к быстрому исследовательскому реактору (схемы зонного и прямого моделирования выгорания в активной зоне реактора). В