Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах

Моисеев, Андрей Владимирович

Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.18, диссертация на тему:Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах

кандидата физико-математических наук: Моисеев, Андрей Владимирович
город: Обнинск
год: 2010
специальность ВАК РФ: 05.13.18

Диссертация по информатике, вычислительной технике и управлению на тему «Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах»

Автореферат диссертации по теме "Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах"

ИВ4602557

На правах рукописи УДК:621.039.51

Моисеев Андрей Владимирович

СИСТЕМА МОДЕЛИРОВАНИЯ И РАСЧЁТНОГО АНАЛИЗА НЕЙТРОННО-ФИЗИЧЕСКИХ ЭКСПЕРИМЕНТОВ НА ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ

05.13.18 - Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата физико-математических наук

Обнинск-2010

004602557

Работа выполнена в Государственном научном центре Российской Федерации -Физико-энергетическом институте имени А. И. Лейпунского ^ГНЦ РФ-ФЭИ)

Научный руководитель: кандидат физико-математических наук,

Хомяков Юрий Сергеевич

Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук, профессор

Казанский Юрий Алексеевич

Ведущая организация:

Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И. И. Африкантова (ОАО "ОКБМ Афрнкантов"), г. Нижний Новгород

Защита состоится « ¿О » ОЦ 2010 г. в 10 час. ОО мин. на заседании диссертационного совета Д 201.003.01 при ГНЦ РФ-ФЭИ в конференц-зале по адресу: 249033, Калужская область, г. Обнинск, пл. Бондаренко, 1.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ГНЦ РФ-ФЭИ.

Автореферат разослан «¿3 » ■М^ут^и. 2010 г. Учёный секретарь

кандидат физико-математических наук, доцент Алексеев Павел Николаевич

диссертационного совета доктор технических наук

Ю. А. Прохоров

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Цель работы заключается в обеспечении адекватного математического моделировании нейтронно-физических экспериментов, выполняемых в процессе эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах, разработке методик и средств их расчётного анализа, системы по накоплению данных о свойствах нейтронных полей быстрых реакторов по результатам эксплуатационных измерений на реакторах АЭС, их обработке и сохранению в специализированных базах данных. Практическая реализация разработки направлена на создание базы данных интегральных экспериментов, выполненных в единственном в мире, эксплуатируемом энергетическом быстром реакторе БН-600, её расчётно-теоретическом анализе для последующего использования в проектах инновационных реакторных установок на быстрых нейтронах нового поколения.

Актуальность работы определяется:

1. Развёртыванием Российской Федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологни нового поколения», предусматривающей в качестве главного направления инновационного развития ядерной энергетики разработку реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с замкнутым топливным циклом;

2. Необходимостью сохранения уникальной экспериментальной информации, накопленной при эксплуатации энергетических быстрых реакторов, для последующего учёта накопленного опыта в проектах;

3. Необходимостью разработки методик, средств анализа нейтронных полей быстрых реакторов по результатам эксплуатационных экспериментов на реакторах АЭС в условиях снижения количества специализированных экспериментальных стендов, сокращения количества экспериментальных программ на них;

4. Потребностями обеспечения предельно высокой точности предсказания изменений характеристик при эксплуатации реакторных установок, в первую очередь БН-600, при модернизации активных зон в условиях исчерпания первоначальных эксплуатационных запасов.

Научная новизна работы состоит в следующем:

1. Впервые создана интегральная информационная система, позволяющая выполнять полный комплекс работ, связанных с обработкой, хранением, анализом экспериментальных данных о фундаментальных нейтронно-физических характеристиках быстрых реакторов, получаемых в эксплуатационных измерениях на действующих реакторах БН на АЭС и расчётным моделированием подобных экспериментов. Впервые в единую систему объединены наиболее современные средства систем управления базами данных, проектно-инженерные и прецизионные коды расчёта переноса нейтронов и функционалов нейтронного поля быстрых реакторов. Это позволяет провести анализ методических и модельных погрешностей, добиться ясности понимания причин расхождений с экспериментом при расчётном моделировании и анализе экспериментальных данных. Совместный учёт расчётных и экспериментальных данных позволяет добиться предельно высокой точности прогнозирования параметров ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации активных зон быстрых реакторов.

2. Создана не имеющая аналогов база данных по нейтронно-физическим характеристикам активной зоны быстрого реактора средней мощности с натриевым теплоносителем на основе экспериментов на действующем реакторе БН-600 Белоярской АЭС и построена адекватная система математических моделей экспериментов. Полученные данные впервые позволяют учесть результаты выполненных нейтронно-физических экспериментов на реакторе БН-600 для валидацин реакторных кодов и ядерных констант, используемых при обосновании проектов перспективных РУ нового поколения.

3. Проведена верификация кодов ТЯЮЕХ, МИРЯ, ГЕФЕСТ и выполнена оценка характеристик активной зоны 01М2 реактора БН-600 с повышенным уровнем точности, достигнутым за счёт совместного использования инженерно-проектных и прецизионных методов, основанных на методе Монте-Карло, и учёта в прогнозных расчётах экспериментальных данных.

Практическая значимость работы:

1. Созданный инструмент используется для сопровождения ведущихся экспериментальных работ в реакторе БН-600 и может быть рекомендован для установок БОР-бО, БН-800, начиная с физ. пуска, и последующих перспективных установок на быстрых нейтронах МБИР, БН-1200 с натриевым теплоносителем. Универсальность подхода позволяет применять систему и для быстрых реакторов со свинцовым и свинцово-висмутовым теплоносителями БРЕСТ и СВБР;

2. Полученные результаты анализа экспериментальных данных позволили завершить верификацию программ ТЯГСЕХ, ММККЕЫО, JAR.FR с константами БНАБ-93 и перейти к процедуре их аттестации в Ростехнадзоре. База данных экспериментов и предложенные математические модели позволяют аналогичным образом верифицировать и аттестовать в Ростехнадзоре другие подобные коды, библиотеки реакторных констант, а также нейтронно-физические модули комплексов по обоснованию безопасности РУ и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах;

3. Результаты расчётного анализа экспериментальных данных в реакторе БН-600 позволили уточнить проектные характеристики активной зоны с повышенным выгоранием топлива 01М2, существенно снизить погрешности прогнозирования нейтронно-физических характеристик данной активной зоны и снизить консерватизм обоснования баланса реактивности при исчерпании исходных эксплуатационных запасов;

4. Полученные данные обладают большой ценностью для лицензирования активной зоны со стальным экраном 01МЗ реактора БН-600, гибридной активной зоны БН-600, активных зон реактора БН-800 и перспективного коммерческого реактора типа БН-1200.

Личный вклад автора в работах, представленных в диссертации, состоит в следующем:

1. Создание компьютерной информационно-вычислительной системы МосШхБуз для обработки, хранения, расчётного анализа данных макроскопиче-

ских нейтронно-физических экспериментов, выполненных на энергетических реакторах БН.

2. Сбор и анализ информации о выполненных экспериментах в реакторе БН-600: структурирование информации, анализ её достаточности, отбор достоверной информации, заполнение баз данных. В перспективе базы данных должны пополняться за счёт экспериментов, ранее проведённых в реакторах БН-350 и БОР-60, а также зарубежных установках - PHENIX, SUPERPHENIX, CEFR.

3. Разработка системы математических моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600, отбор информативных экспериментов, их обобщение и приведение к условиям соответствующих моделей. Разработка математического обеспечения верификации кодов по указанным экспериментам и моделям.

4. Расчётный анализ рекомендованных экспериментальных данных БН-600 с использованием набора кодов, включенных в разработанную систему ModExSys, обеспечение верификации смежных кодов - ГЕФЕСТ и JARFR.

5. Оценка погрешностей нейтронно-физических характеристик существующей активной зоны БН-600, уточнение её проектных параметров по экспериментальным данным, демонстрация практической возможности достижения высоких точностей прогнозирования реакторных характеристик за счёт учёта текущих экспериментальных данных и адекватного расчётного анализа.

6. Расчётная поддержка при сопровождении экспериментальных работ, выполняемых в реакторе БН-600.

Положения, выносимые на защиту:

1. Информационно-вычислительная система (программный комплекс) ModExSys расчётного моделирования и анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах;

2. Система математических моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600, система баз данных нейтронно-физических характеристик реактора БН-600 в различных состояниях;

3. Результаты расчётного анализа нейтронно-физических экспериментов в реакторе БН-600 и оценки точности расчётного определения характеристик активной зоны 01М2 реактора БН-600, полученные на основе этого анализа;

4. Результаты верификации системы с базовым трёхмерным нейтронно-физпческпм кодом TRIGEX по экспериментам в реакторе БН-600.

Апробация работы п публикации.

Основные результаты диссертации докладывались и обсуждались:

- на российском семинаре "Нейтроника" (г. Обнинск, 2007 и 2008 г.);

- на международных конференциях по физике реакторов PHYSOR-2006 (Ванкувер, Канада) и PHYSOR-2008 (Интерлакен, Швейцария);

- на международном молодёжном ядерном конгрессе IYNC-2008 (Интерлакен, Швейцария);

- на всероссийской научной школе для молодёжи «Реакторы на быстрых нейтронах» (г. Обнинск, 2009 г.).

Материалы диссертационной работы опубликованы в 10 научных работах [1]-[Ю], в том числе журналах: «Известия вузов. Ядерная энергетика» и «Атомная энергия».

Большой объём проведенных верификационных исследований позволил завершить верификацию программ TRIGEX, MMKKENO, JARFR с константами БНАБ-93 и перейти к процедуре их аттестации в Ростехнадзоре.

Созданная автором система ModExSys используется в ГНЦ РФ-ФЭИ при сопровождении эксплуатации реактора БН-600.

Структура и объём диссертации.

Диссертация состоит из введения, пяти глав и заключения. Общий объём диссертации 158 страниц, в том числе 59 рисунков и 37 таблиц. Список литературы содержит 72 наименования.

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

Во введении обоснована актуальность работы, показана её научная новизна и практическая значимость. Здесь также представлены положения, выносимые на защиту.

В первой главе (Система моделирования нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах ModExSys) описывается интегральная информационная система ModExSys для полного обеспечения сбора, обработки, хранения и анализа результатов эксплуатационных измерений на энергетических реакторах на быстрых нейтронах, обеспечения их математического моделирования и создания на их базе расчётных бенчмарков для верификации кодов и ядерных данных, учёта в проектах инновационных реакторных установок на быстрых нейтронах. Проводится сравнение с имеющимися на сегодняшний день ближайшими аналогами созданной автором системы ModExSys.

Одними из главных особенностей разработанного инструмента являются целевая направленность на обеспечение возможности интерпретации нейтронно-физических экспериментов, выполняемых в условиях промышленной эксплуатации реакторной установки, и системный подход в решении поставленной задачи. Состав информационной системы ModExSys показан на рисунке 1. Она объединяет:

о информационную подсистему, включающую четыре основных базы данных, построенные с использованием современных средств управления базами данных SQL Server: (1) состояния активной зоны, архивы TBC, (2) результаты эксплуатационных и нейтронно-физических измерений, (3) математические модели экспериментов и (4) расчётные значения нейтронно-физических параметров; о средства моделирования и анализа, включающие коды расчёта переноса нейтронов в трехмерной гексагональной геометрии сеточными методами и методом Монте-Карло, вычисления функционалов нейтронного поля, расчётной интерпретации измеряемых в эксперименте величин и средства генерации математических моделей экспериментов.

Расчетные коды и библиотеки

TRIGEX

MMK-KENO

TWODANT

CONSYST

БНАБ-93

Архив расчетных заданий

База данных

а состояния РУ и эксперименты и модели РУ U расчеты

Управление информационными потоками

Координация работы системы

Модули и сервисы

Генерация расчетных моделей различного класса Интерфейсы формирования заданий и .запуска расчетных кодов

Интерфейсы обработки] результатов расчета )

Импорт / экспорт данных

Последовательное отслеживание состава активной зоны РУ

^ Графическая оболочка J

Система Поисковых запросов

Анализ результатов расчета и эксперимента

Рисунок 1 - Состав информационной системы MoüExSys

Особенностью разработки системы является объединение в едином комплексе разнородных программных компонент, созданных в разные периоды развития средств программирования и в различной языковой среде. Информационная система выполнена в виде комплекса Windows32-npiuio>KeHiifi и базы данных на Microsoft SQL Server. В качестве основной среды разработки использовалась Borland Delphi. В разработке применялся процедурный и объектно-ориентированный способ организации программирования.

В диссертации описаны следующие задачи, решавшиеся при разработке системы ModExSys:

• разработка структуры данных в виде четырёх типов баз данных;

• разработка сервисов обслуживания баз данных, включая систему формирования поисковых запросов, адаптированных для физика-эксперта и перевода их на язык SQL Server, и наглядный графический интерфейс (рисунок 2);

Тигысборок'

£U<*w30t*j [в

От До liefT

Р [?45 р в

Р |ПГ - |ЙГ- ЯП

Р ртг f-too р в

Р ¡4ЙГ" fSSS— р gl

Г " 1 га

Точность fö 3

Рисунок 2 - Работа графического интерфейса ModExSys

• разработка алгоритмов и модулей подготовки системы расчётных моделей для нейтронно-физических расчётов с разной степенью детализации описания компонентов активной зоны, обеспечивающих их согласованность по материальному балансу и геометрии;

• разработка системы автоматизированного расчёта пространственно-временных характеристик, моделирования полного жизненного цикла активной зоны РУ БН с учётом изменений состава топлива, перегрузок, перестановок TBC:

о для обеспечения анализа влияния констант, моделей, расчётных методов на моделируемую временную историю БН; о для подготовки моделей состояний активной зоны на момент проведения экспериментов;

• доработка и адаптация блоков анализа экспериментов но гамма-сканированию TBC, облучательных экспериментов твэлов и образцов материалов в нейтронно-физических кодах TRIGEX и MMKKENO, составляющих вычислительную подсистему ModExSys;

• разработка модулей постобработки результатов расчётов нейтронного поля и характеристик TBC активной зоны (см. таблицу 1), обеспечивающих их анализ средствами реляционной СУБД и графическими возможностями ModExSys.

Во второй главе (Разработка системы тестовых и прецизионных моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600) описывается система расчётных моделей экспериментов, созданных программным комплексом ModExSys, включающая:

• прецизионные мультизонные модели (-16500 физических зон) для прямого сопоставления с экспериментальными данными и моделирования жизненного цикла РУ БН;

• бенчмарк модели с количеством физических зон -70-120 для проведения проектных расчётов, верификации и кросс-верификации программ ней-тронно-физического расчёта и библиотек нейтронных данных, оценки компонент методических поправок при согласованном расчёте одной и той же модели в диффузионном и транспортном приближении;

• гетерогенные бенчмарк модели с количеством физ. зон -70-120 для оценки гетерогенных эффектов, проведения потвэльного расчёта топливных сборок, расчётного анализа ампульных экспериментов и оценки модельных составляющих погрешности при формировании бенчмарков и тестовых моделей;

• укрупненные бенчмарк модели с количеством физ. зон -25 для проведения тестовых расчётов с использованием большого количества кодов, например, международных тестовых задач.

Таблица 1 - Расчётные характеристики, записываемые в базу данных системы

Характеристика Обозначение

Плотность знер-говыделения qv = fcPi(cfi{E)qß +ecl(E)qciWE)dE= (E)dE = i nor ( ngr ngr Л = X =5>/ qfl S <JfVg)+Я« I W g=l I ^ g=l g=l

Линейная нагрузка на ТВЭЛ и l> I?3 00

Плотность захвата ngr ngr С = JZc(£)(p(£)rf£= X =IQ =Sp, E g=i ' ' i;=i

Плотность деления nor ngr F = |1/-(£)ф(£)Ж = £ = Y17, =Цр,- Ё g=i ' i i Ä=i

Изотопная плотность захвата nor С' = |р,0(с')(£)ф(£№ = р, £ ¿¿МфЮ g=i

Изотопная плотность деления nur

ОдногрупповоН поток Ф= |ф(Е)оЕ

Скорость повреждающей дозы в расчётном слое ngr dpa=lac,JEME)dE=Y,o{£^)

Индексы захвата ngr с, = (£>(£№ = Ё «=i

Индексы деления nur f, = |0(;)(£)ф(£;)аг£:= X iH

Максимальное выгорание

Флюенс нейтронов r ,v Фг = Jq>(i)dr = }r<p,A/, 0 1=1

Повреждающая доза n DPAT = YJdpa_rate^ts 5=1

Время облучения TBC в эффективных сутках - т» 1+

Среднее выгорание TBC n _ 77K: ^ £ /V; TBC

Максимальное выгорание ТВС Втт=МАХ(В^)

Мощность всей ТВС отвс =^с1\>пут m

Примечание: в формулах применяются следующие индексы: i-шаг выгорания (step); т - расчетный слой (mesh); р - одна из 7 точек шестигранника (point); z - физическая зона (zone); /-изотоп (isotope); я-ТВС; g-номер группы

Для адекватного моделирования экспериментов необходимо построение прецизионной модели с использованием максимально возможной информации, имеющейся в базе данных системы об особенностях состояния реактора на момент их проведения. В системе ModExSys принята базовая расчетная модель реактора БН-600, схема которой приведена на рисунке 3. Она включает в себя: 971 пакет, 16500 физических зон, 105 расчетных слоев, 34 изотопа - это -1,2 млн. чисел, файл расчетного задания занимает около 12,5 Мб. Для базовой расчётной модели, подробно описанной в диссертации, однозначно определены универсальная расчётная сетка, граничные условия, температуры изотопов, методики расчёта ядерных концентраций изотопов в физических зонах и позиционирования поглощающих частей РО СУЗ относительно активной зоны и их изменений при переходе от холодного состояния к горячему. Процесс подготовки расчётной модели формализован и алгоритмизирован.

Рисунок 3 - Базовая расчётная модель реактора БН-600

В рамках МойЕхБуБ разработаны коды формирования моделей параллельно для сеточной программы ТЯЮЕХ и комплекса ММККЕЫО, моделирующей перенос нейтронов методом Монте-Карло, на языке их расчётных заданий. Результирующие файлы заданий полностью идентичны в описании модели: по набору физических зон, их геометрии, составам, температурам. Согласованность этих моделей является ключевым элементом при анализе методических точностей расчёта.

Полученный инструмент был использован для создания базы данных реакторных экспериментов, выполненных в реакторе БН-600 Белоярской АЭС, представляющей особый интерес ввиду уникальности в мире реакторной установки БН-600 и опыта её эксплуатации. С использованием средств системы МосШхБуэ был проведён расчёт жизненного цикла РУ БН-600 с 39 по 56 микрокампанию с учётом полной эксплуатационной истории активной зоны. Эти результаты позволили создать электронную базу данных 160 состояний активной зоны, базу данных расчётных нейтронно-физических характеристик БН-600 (основные приведены в таблице 1) во всех состояниях и систему математических прецизионных и бенчмарк моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600. Объём сформированной базы данных составил 8 Гб.

В процессе выполнения данной работы система МосШхЗуэ полностью приобрела функции по сопровождению эксплуатации реактора БН-600, аналогичные известной системе - эксплуатационному комплексу ГЕФЕСТ. И в настоящее время МосШхБуз используется в качестве средства сопровождения эксплуатации БН-600, расчётного обоснования безопасности научно-исследовательских работ в БН-600, что можно рассматривать как отдельный и значимый результат проведённой работы. Сопоставление состояний, полученных в системе МосШхЗуя, с аналогичными данными ГЕФЕСТ показало их хорошее согласие, что дало независимую оценку надёжности моделей активной зоны.

На базе разработанной тестовой модели выполнен анализ методических погрешностей при расчёте базовых нейтронно-физических параметров активной зоны БН-600. И была проведена кросс-верификация системы российских кодов ТЯГСЕХ, ГЕФЕСТ, МИШ. Анализ проводился путём сопоставления результатов расчётов в диффузионном многогрупповом приближении с использованием сеточных методов, реализованных в базовом нейтронно-физическом

модуле ТЮОЕХ системы МоёЕхБуз, с результатами расчётов по кодам ГЕФЕСТ, JAR.FR. Погрешность диффузионного приближения оценена методом Монте-Карло (рисунок 4).

Рисунок 4 - Оценка погрешности диффузионного приближения путём сравнения расчётов распределения скорости реакции деления и2Ъ (а) и и238 (б) по кодам ТЯГСЕХ и ММК.КЕ1МО (%)

Было показано, что

• традиционные расчёты в диффузионном приближении занижают реальную критичность БН-600 на -0,8-1 % Дк/к;

• эффективность рабочих органов системы компенсации завышается кодами класса TRIGEX (ГЕФЕСТ, JARFR) до ~7 %, системы аварийной защиты с использованием высокообогащенного карбида бора - до ~18 %;

• расчёт энерговыделения в активной зоне обеспечивается подобными кодами с точностью около 3 %. Для TBC бокового экрана диффузионное приближение занижает энерговыделение в глубоких слоях до 15 %, для TBC во внутриреакторном хранилище - до 20 %. При этом реальный уровень погрешности существенно зависит от выбранных способов и алгоритмов снижения сеточной погрешности.

Интегральная оценка точности моделирования экспериментов проводилась путём сопоставления с результатами измерений. Экспериментальные данные были тщательно проанализированы на возможность их адекватного моделирования, проведён широкий круг методических исследований и оценён уровень точности такого моделирования. На этой базе произведён отбор и создана база данных нептронно-физических экспериментов в реакторе БН-600, включающая:

• три серии экспериментов по распределению энерговыделения (в общей сложности 76 экспериментальных результатов);

• 74 результата измерения критичности, из них 37 в горячем состоянии начале и конце микрокампании, 37 - в холодном перегрузочном состоянии;

• 37 серий измерений эффективности РО СУЗ в начале (513 экспериментальных точек) и конце (486 результатов измерений) микрокампании;

• 18 результатов измерений темпа падения реактивности;

• 19 максимального запаса реактивности и уровня подкритичности при перегрузке и после взвода системы A3;

• 37 измерений температурно-мощностного эффекта реактивности.

В третьей главе (Анализ экспериментов по измерению распределения энерговыделетш в реакторе БН-600) проводится анализ экспериментов по определению распределения энерговыделения в БН-600 методом гамма-сканиро-вання TBC, который показал адекватность расчётного моделирования с учётом методических погрешностей в пределах активной зоны с максимальной погрешностью не превышающей 5,5 % при использовании диффузионных кодов (рисунок 5). Для бокового экрана и ВРХ характерна систематическая зависимость расхождений между расчётами и экспериментами по мере удаления от границы с активной зоной. Для TBC на границе активной зоны и бокового экрана расхождения полностью ликвидируются за счёт учёта методической компоненты погрешности диффузионного приближения. Для TBC на периферии активной зоны подобный учёт также существенно улучшает согласие расчёта и эксперимента, однако полностью не ликвидирует расхождения, что, впрочем, вполне объяснимо, если принять во внимание константные и неизбежные модельные погрешности.

Отклонение расчета от эксперимента (48 перегрузка) !

15 ............................ ..................-...................................................... |

Расстояние от центра активной зоны, см

Рисунок 5 - Отклонение расчёта от эксперимента в 48-ю перегрузку

Отклонение расчета ModExSys от эксперимента

-5

-15 -2Q -25

ВРХ

,......'

Ь.Л

БЭ

Активная зона

¿/Л

• -¿г - 44 перегрузка

• - 48 перегрузка

• -Q - 50 перегрузка

£ .......

^, А

а...;....«

БЭ

-200 -150 -100 -50 0 50 100

Расстояние от центра активной зоны, см

150

Рисунок б - Отклонение расчётных данных ModExSys с учётом систематических смещений от экспериментальных

Для БН-600 полученные оценки систематического отклонения расчётных данных от экспериментальных могут быть учтены введением соответствующих факторов смещения, что позволяет прогнозировать параметры энерговыделения в TBC бокового экрана и ВРХ с точностью ~Ю % (рисунок 6).

В четвёртой главе (Анализ экспериментов по обоснованию баланса реактивности в реакторе БН-600) проводится оценка реактивностных характеристик активной зоны реактора БН-600. Анализ критических состояний БН-600 подтвердил занижение расчётной величины кэфф расчётами в диффузионном приближении (рисунки 7-8). Полученное расхождение в среднем составляет -1,4 % Ак/к, большая часть -0,9 % Дк/к которого объясняется отмеченной выше систематической погрешностью диффузионного приближения. Исходя из полученного результата, суммарный уровень константной и модельной погрешности может быть оценён в -0,5 % Ак/к. Для правильной интерпретации данных необходимо учитывать зависимость погрешности расчётного моделирования от глубины погружения системы компенсации. В частности, показано, что различие в расхождениях расчёта критичности в начале и конце микрокампании в значи-

тельной мере может быть объяснено именно этим фактором, а не погрешностями расчёта выгорания. Неучёт данного обстоятельства может приводить к смещению расчётной оценки запаса реактивности БН-600 до 0,2-0,3 % Дк/к, что существенно с учётом большого влияния величины МЗР на ядерную безопасность РУ.

Оценка влияния групп погрешностей на расчетное значение к эфф

1,002

1.ШГ

0,993 0,995 0,994 0,992 0.990 0,988 0,986 0,984

константные и модельные погрешности

«транспортный» эффект О-.-п

<» -о-..

□ ' .О-----

- - о- - -

;. сг'

.о-

■V'

□----

■0---Л

39 40 41 42-1 42-2 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 55 номер микрокампании

Рисунок 7 - Влияние различных компонент погрешностей на расчётные значения /Ц в начале (0) и в конце (□) мнкрокампании (МК) в состояниях реактора БН-600 на номинальной мощности

1.004 1,002 1.000 0.998 0.996 0.994 0.992 0.990 0.988 0.986 0.984

Значения каф<(1 в начале и в конце микрокампании ("горячее" состояние)

■■-♦--- начапо МК --□-•■ конец МК

МойЕхЭуз

з.

[ ТИГСЕХ

- ....

"---.р...-О-

39 40 41 42-1 42-2 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 номер микрокампании

Рисунок 8-Значения к,фф в начале и в конце микрокампании (МК) в состоянии реактора БН-600 на номинальной мощности

Проведённый анализ показал систематический характер расхождений между расчётом и экспериментом по оценке критичности и запаса реактивности, что позволяет учесть этот фактор и обеспечить надёжность прогнозирования указанных параметров с точностью 0,2-0,3 % Ак/к (рисунок 9). Для уменьшения влияния технологической составляющей погрешности прогноза критичности предложена методика корректировки прогнозных оценок по результатам текущих измерений, которая представляется весьма эффективной и непосредственно для реактора БН-600 и для будущих новых проектов, в частности, БН-800. Основу методики составляет выражение для прогноза критичности (см. рисунок 8):

, (1)

. МосШхЗуэ ■ с

эфф ~ ТЯКлЕХ ' 0к '

1 + Еь ■

1 1

к кШ ^ткюех Ктмсех У у

где

^тывЕХ - расчётные значения £эфф, полученные по диффузионному коду ТЯЮЕХ для интересующего нас состояния и состояния с РО СУЗ, находящимися на верхних концевиках (помечено как ВК);

е* - поправка, учитывающая методическую составляющую погрешности расчёта эффективности системы РО СУЗ и вычисляемая методом Монте-Карло по программе ММККЕЫО;

¿к — суммарная поправка на к^^ учитывающая систематическую компоненту погрешности расчёта коэффициента размножения по стандартной модели активной зоны БН-600 с использованием кода ТИЮЕХ и фактически измеренных критичностей предыдущих состояний активной зоны с реализацией тех или иных технологических погрешностей. Она определяется на основе анализа экспериментальных данных в рамках системы МосШхБуз.

Для оценки подкритичности РУ после взвода системы АЗ в рамках МосШхБуя (см. рисунок 10) предложено следующее выражение:

Мос1Ех5уз _ 1___}__, рч

"подкр.КС ^МосШхБуз 1 ( ( , 1 У\

^ТШОЕХ °к

1 + е

к '

,НК .ВК

V ТЯЮЕХ ТШОЕХ У

ЗР: отклонение расчета от эксперимента (начало МК, "холодное")

0.6 0.5 0.4 3 0.3

Ь 0.2

| 0.1

0 ь ¥

1 "0.2 О.

-0.3 -0.4 -0.5

-с-Мос1Б(5у8

6 ГЕФЕСТ нод. « JARFR

39 40 41 42-1 42-2 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 номер микрокампании

Рисунок 9 - Результаты анализа экспериментов по определению максимального

запаса реактивности

Уровень подкритачноста БН-600 после взвода АЗ на начало МК

3.4

3.2

3.0

§ 2.8 чр

* 2.6 0)

1 2.4

| 2.2

| 2.0

2 1.8 I 1-6

го

1.4 1.2 1.0

—о— МойЕхЗуэ •-Д--- ГЕФЕСТ нод. в

------ Эксперимент

39 40 41 42-1 42-2 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 номер микрокампании

Рисунок Ю - Анализ уровня подкритичности БН-600 после взвода АЗ в состоянии с МЗР

При анализе экспериментальных данных по измерению эффективности РО СУЗ была выполнена совместная работа с персоналом Белоярской АЭС по уточнению измеренных величин за счёт использования современных данных по параметрам запаздывающих нейтронов, используемым в реактиметре станции. Также был уточнён коэффициент интерференции при измерениях эффективности систем РО СУЗ. В результате была сформирована база оценённых экспериментальных данных, обеспечена их непротиворечивость и согласованность.

Расчёты эффективности рабочих одиночных органов СУЗ хорошо соответствуют измеренным величинам с учётом оценённого гетерогенного эффекта с точностью -7-8 % (см. рисунки 11-12). Переоценка данных по эффективности системы КС не привела к существенному изменению её значения. Для системы A3 выработана рекомендация по снижению проектной величины на -20 % для её согласования с реальной оценкой эффективности (рисунок 13). Рекомендация принята Главным конструктором РУ БН-600 и учтена в проектной документации РУ БН-600.

Уточнённые методики и оценки запаса реактивности, эффективности РО СУЗ позволили повысить точность прогноза уровня подкритичности РУ БН-600 после извлечения РО A3, оказавшимся наиболее критичным требованием ПБЯ РУ АС НП-082-07 применительно к БН-600, до уровня -0,3 % Ak/k, что снизило необходимость в обеспечении проектного запаса на неопределенность данного параметра в -2 раза. Тем самым снижен консерватизм обоснования баланса реактивности РУ БН-600 при модернизации активной зоны и проведении НИОКР по облучению TBC с МОКС топливом.

0.43

0.41 0.39 0.37 0.35 0.33 0.31 0.29 0.27 0.25

О ••

!.....f

••■<>•■ расчет ModExSys ••-■--- эксперимент

м \р ,

КСЦ KC1 KC2 КСЗ КС4 КС5 КС6 КС7 КС8 КС9 КС10 КС11 КС12 КС13 КС14 КС15 КС16 КС17 КС18

Рисунок 11 - Сравнение абсолютных значении эффективности одиночных КС

ю 8 6 4 2

ш" О О

-2 -4 -6 -8 -10

Эффективность одиночных КС (начало 50 микрокампании)

—о

—о— ModExSys /Е

-в—TRIGEX/E

-■-&■-- ГЕФЕСТ нод / Е • JARFR / Е

КСЦ KC1 КС2 КСЗ KC4 КС5 КС6 KC7 КС8 КС9 KC10KC11 KC12 КС13 КС14 KC15 KC16 КС17 KC18

Рисунок 12 - Уровень расхождений расчётных и экспериментальных данных по эффективности стержней - компенсаторов реактивности КС

Эффективность системы А31-5.П в начале микрокампании

номер микрокампании

Рисунок 13 - Расчётные и экспериментальные значения эффективности системы A31-5, П

В пятой главе (Расчётное сопровождение экспериментов по облучению экспериментальных сборок и образцов в реакторе БН-600) демонстрируются возможности системы ModExSys для обоснования ядерной и радиационной безопасности при проведении экспериментов по облучению экспериментальных сборок и образцов в реакторе БН-600 (рисунок 14) и особенности анализа некоторых новых типов экспериментальных данных. Применение системы ModExSys для сопровождения облучательных экспериментов показало её надежность и адекватность для этой цели. Проведён анализ остаточного энерговыделения ОТВС БН-600 совместно при сопряжении ModExSys с кодом CARE и оценка выгорания в экспериментальных твэлах с МОКС топливом. Расчёты активации кобальта в экспериментальных облучательных устройствах с гидридом циркония (ЭОУ) и кальция в специальных экспериментальных сборках (ЭСА) оказались в разумном согласии с результатами реальных измерений, подтвердивших возможность получения кобальта-60 с удельной активностью 100 Ки/г (целевой показатель) и источника аргона-37 от 400 кКи (целевой показатель первого этапа) до 1-2 МКн.

Рисунок 14 - Изменение энерговыделения в TBC БН-600 при размещении в боковом экране шести ЭОУ

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РАБОТЫ И ВЫВОДЫ

1. Впервые создана интегральная информационная система ModExSys для полного обеспечения сбора, обработки, хранения и анализа результатов эксплуатационных измерений на энергетических реакторах на быстрых нейтронах, обеспечения их математического моделирования и создания на их базе расчётных бенчмарков для верификации кодов и ядерных данных, учёта в проектах инновационных реакторных установок на быстрых нейтронах.

3. С использованием средств системы МосШхБуз был проведен расчёт, моделирование жизненного цикла РУ БН-600 с 39 по 56 микрокампанню с учётом полной эксплуатационной истории активной зоны. Эти результаты позволили создать электронную базу данных 160 состояний активной зоны, базу данных расчётных нейтронно-физических характеристик БН-600 во всех состояниях, систему математических прецизионных и бенчмарк моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600.

4. Выполнен анализ методических погрешностей при расчёте базовых нейтронно-физических параметров активной зоны БН-600. Проведена верификация кодов ТЮвЕХ, ГЕФЕСТ с константами БНАБ-93, позволившая перейти к процедуре их аттестации в Ростехнадзоре.

5. Выполнена оценка характеристик активной зоны 01М2 реактора БН600 с повышенным уровнем точности, достигнутым за счёт совместного использования инженерно-проектных и прецизионных методов, основанных на методе Монте-Карло, и учёта в прогнозных расчётах экспериментальных данных.

6. Уточнены проектные характеристики активной зоны 01М2 реактора БН-600, существенно снижены погрешности прогнозирования нейтронно-фпзнческнх характеристик данной активной зоны и снижен консерватизм обоснования баланса реактивности при исчерпании исходных эксплуатационных запасов.

7. Применение системы МосШхБуБ для сопровождения облучательных экспериментов показало её надёжность и адекватность для этой цели.

8. Созданный инструмент используется для сопровождения ведущихся

экспериментальных работ в реакторе БН-600 и может быть рекомендован для

других энергетических РУ на быстрых нейтронах.

Основное содержание диссертации изложено в следующих публикациях:

1. Khomyakov Yu., Kotchetkov A., Moiseev A., et al. Measurements of power profile of the BN-600 commercial fast reactor by gamma-scanning and analytical studies of experimental data // In proc.: PHYSOR-2006, Vancouver, British Columbia, Canada, September 10-14, 2006. C2114.

2. Моисеев А. В., Сараева Т. О., Семенов М. Ю. Моделирование экспериментов на реакторе БН-600 с помощью системы ModExSys // Материалы семинара «Нейтроника-2007» - http://wvvw.neutronica.ru

3. Забродская С. В., Кочетков A. JT., Моисеев А. В., Семенов М. 10., Хомяков Ю С. Анализ остаточного тепловыделения ТВС БН-600: Препринт № 3094 -Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2007.

4. Кочетков A. J1., Моисеев А. В., Семенов М. 10., Хомяков Ю. С. и др. Анализ экспериментальных данных по образованию Аг-37 в кальциевых мишенях: Препринт № 3093 - г. Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2007.

5. Moiseyev A. System of modeling and calculation analysis of neutron-physical experiments at fast reactors // In proc.: IYNC-2008, Interlaken, Switzerland, September 20-26, 2008. Paper "No. 229.

6. Moiseyev A., Khomyakov Yu., Semyonov M., Seryogin A., et al. Estimation of accuracy for calculation of neutron field distribution in fast reactor on the reactor experiments basis // In proc.: PHYSOR-2008, Interlaken, Switzerland, September 14-19,2008. Log537.

7. Забродская С. В., Кочетков A. JT., Моисеев А. В., Хомяков Ю. С. и др. Анализ остаточного тепловыделения ТВС БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №3, с. 127-138.

8. Моисеев А.В. Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физнческих экспериментов на быстрых реакторах // В сб.: «Всероссийская научная школа для молодежи «Реакторы на быстрых нейтронах», Обнинск, 26-29 октября, 2009.

9. Моисеев A.B., Селезнев Е.Ф., Фаракшин М.Р., Хомяков Ю.С. и др. Анализ точности расчета распределения поля энерговыделения в быстром энергетическом реакторе БН-600: Препринт № 3167 - Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2009.

Ю.Моисеев A.B., Селезнев Е.Ф., Фаракшин М.Р., Хомяков Ю.С. и др. Анализ точности расчета распределения поля энерговыделения в БН-600 // Атомная энергия, 2010, т. 108, вып.2, с.63-70.

Подписано к печати 29.03.2010 г. Заказ №. 142. Формат 60x84 '/,б. Усл. и. л. 0,9. Уч.-изд. л. 0,9. Тираж 50 экз.

Отпечатано в ОНШ методом прямого репродуцирования с оригинала автора. 249033, Обнинск Калужской обл., пл. Бондаренко, 1 ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского.

Оглавление автор диссертации — кандидата физико-математических наук Моисеев, Андрей Владимирович

ВВЕДЕНИЕ.

Глава 1. Система моделирования нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах МосШхБув.

1.1 Общая структура системы, базовые коды и базы данных.

1.2 База данных системы МоёЕхЗуБ.

1.2.1 Выбор системы управления базой данных (СУБД).

1.2.2 Содержание БД и структура данных.

1.3 Вычислительная подсистема комплекса МосШхЗуБ.

1.3.1 Модуль трёхмерного нейтронно-физического расчёта в диффузионном приближении.

1.3.2 Модуль трёхмерного прецизионного расчёта методом Монте-Карло.

1.3.3 Модуль двумерных расчётов в диффузионном и транспортном приближениях.

1.3.4 Система нейтронных данных БНАБ-93.

1.4 Система интерфейсов и генерации расчётных моделей экспериментов различного класса.

1.5 Система интерфейсов и организация отслеживания состава активной зоны в процессе эксплуатации (с учётом выгорания, перегрузки топлива и движения РО СУЗ).

1.6 Поисковые средства и графические интерфейсы.

1.7 Интерфейсы обработки и анализа результатов нейтронно-физических расчётов.

1.8 Модуль анализа результатов измерений и прогноза нейтронно-физических характеристик РУ.

1.9 Выводы.

Глава 2. Разработка системы тестовых и прецизионных моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600.

2.1 Генерация мультизонных прецизионных моделей реактора БН-600.

2.2 Расчёт состояний активной зоны БН-600 и заполнение баз данных системы МосШхвуБ.

2.3 Формирование базы данных нейтронно-физических экспериментов в реакторе БН-600 и системы бенчмарк-моделей для их интерпретации.

2.4 Анализ методических и модельных погрешностей расчёта нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора БН-600.

2.4.1 Анализ погрешностей расчёта распределения и линейных функционалов нейтронного поля в реакторе БН-600.

2.4.2 Анализ погрешностей расчёта составляющих баланса реактивности реактора,

БН-600.

2.5 Выводы.

Глава 3. Анализ экспериментов по измерению распределения энерговыделения в реакторе БН-600.

3.1 Методика измерений и её моделирование в ModExSys.

3.2 Результаты расчётов и анализ полученных данных.

3.3 Обобщение результатов анализа экспериментов и оценка точности расчётов распределения энерговыделения.

3.4 Выводы.

Глава 4. Анализ экспериментов по обоснованию баланса реактивности в реакторе БН-600.

4.1 Анализ критических состояний активной зоны реактора БН-600.

4.2 Анализ измерений максимального запаса реактивности.

4.3 Анализ результатов измерений уровня подкритичности реактора БН-600.

4.4 Анализ эффектов реактивности.

4.5 Анализ результатов измерений эффективности РО СУЗ.

4.5.1 Краткое описание методики измерения.

4.5.2 Расчётный анализ экспериментов.

4.6 Обобщение результатов анализа экспериментальных данных по балансу реактивности БН-600 и уточнение проектных характеристик.

4.7 Выводы.

Глава 5. Расчётное сопровождение экспериментов но облучению экспериментальных сборок и образцов в реакторе БН-600.

5.1 Анализ остаточного тепловыделения TBC БН-600.

5.2 Прецизионные расчёты параметров облучения сборок с МОХ-топливом в реакторе БН-600.

5.3 Испытания экспериментальных облучательных устройств для наработки 60Со.

5.4 Опытно-промышлепное облучение сборок для получения Ar.

5.5 Выводы.

Введение 2010 год, диссертация по информатике, вычислительной технике и управлению, Моисеев, Андрей Владимирович

Реакторы на быстрых нейтронах с замкнутым топливным циклом являются основой для развития ядерной энергетики в среднесрочной и тем более долгосрочной перспективе. В отличие от реакторов на тепловых нейтронах проекты перспективных быстрых реакторов продолжают оставаться темой дискуссии и широких научно-исследовательских работ во всём мире. Ожидается, что до 2015 года эти работы должны дать облик перспективного быстрого реактора, так называемого 4-го поколения, реализация проекта которого и демонстрация во многих странах намечается на ~2020 год. Некоторые страны (Индия, Китай) строят ещё более амбиционные планы и форсируют развитие быстрого направления в ядерной энергетике.

Россия является безусловным мировым лидером в развитии быстрых реакторов. В России (бывшем СССР) была реализована уникальная серия экспериментальных и опытно-промышленных реакторов, включающая в себя установки БР-5/10 (г.Обнинск), БОР-бО (г.Днмитровград), БН-350 (г.Актау, Казахстан) и энергетический реактор БН-600 Бслоярской АЭС (г.Заречный). В настоящий момент подобного опыта по эксплуатации быстрых реакторов нет ни в одной стране. Конкуренцию в некоторой мере может составлять только Франция, на протяжении многих лет эксплуатирующая реактор Phénix. Однако следует отметить, что аналога реактору БН-600 (реактор Phénix является некоторым аналогом реактора БН-350) во Франции нет. Более мощный реактор SuperPhenix фактически не работал на мощности и был закрыт через несколько лет после окончания строительства.

После периода стагнации атомной энергетики в России были реанимированы планы по развитию быстрых реакторов. В настоящее время идет строительство нового реактора БН-800, пуск которого намечен на 2012 год. До 2020 года в рамках федеральной программы по созданию ядерных энерготехнологий нового поколения предусматривается разработка и реализация трёх проектов быстрых реакторов: БН-1200 с натриевым теплоносителем, БРЕСТ-ОД-ЗОО - со свинцовым теплоносителем и СВБР-75/100 — со свинцово-висмутовым. Эта амбициозная программа направлена на сохранение накопленного потенциала и лидерских позиций страны в быстром направлении.

Важную роль в этом должен сыграть учет накопленного опыта, уникальной экспериментальной информации в проектах быстрых реакторов нового (4-го) поколения. Однако состояние информации таково, что до настоящего времени возможность её использования для верификации современных методов и кодов расчёта, реакторных констант и учёта в последующих проектных проработках перспективных реакторных систем была абсолютно исключена.

В сохранившихся «бумажных» отчётах ещё можно найти экспериментальные данные, в публикациях - качественные результаты анализа и сравнение с расчётными результатами, полученными с использованием расчётного инструментария прошлых лет. А вот условия проведения экспериментов, детальное описание объекта исследования, неопределённости в их описании, их влияние на результаты расчётного анализа, модельные погрешности в большинстве случаев отсутствуют. Главным образом анализ делался на весьма приближённых моделях (например, нуль-, одно- или двухмерных моделях с малым количеством энергетических групп и т.п.), условия приведения к которым экспериментальных данных, как правило, не приводились и оставались «ноу-хау», основанные на опыте конкретного специалиста. В этой связи следует отметить работу [1], в которой приведена построенная М. Ю. Семёновым одномерная модель экспериментов по определению спектральных индексов, выполненных в реакторе БН-350. Данная работа являлась первым шагом в нужном направлении и единственным её «недостатком» является ориентация только па один тип измеряемых реакторных функционалов, что позволило, однако создать простую математическую модель этих экспериментов.

Следует учесть, что энергетические реакторы атомных электростанций обладают весьма сложной структурой с постоянно изменяющимся материальным составом. Как показал опыт, описание одного состояния реактора БН-600 подразумевает задание как минимум 1,2 млн. чисел и занимает в электронном виде 12,5 Мб, моделирование одной микрокампании -до 150 Мб, одной модификации активной зоны - 1,5 Гб.

В отличие от критических сборок или специальных бенчмарк-экспериментов, на реакторах АЭС невозможно принять какие-либо специальные меры для упрощения геометрии или состава исследуемой системы, улучшения условий проведения экспериментов для облегчения их последующей интерпретации. Как правило, выполнявшиеся измерения служили, в основном, для подтверждения нахождения некоторых нейтронно-физических характеристик в проектных пределах, а не для того, чтобы результаты, полученные в результате эксперимента на одном реакторе, служили для численного и весьма точного прогнозирования характеристик перспективных реакторов нового поколения. Это можно легко понять. На протяжении многих лет при создании новой установки проводилось прямое их моделирование на критических стендах, многие из которых специально для этого и создавались. В настоящее время такой подход уже невозможен. Да, по-видимому, в нём уже и нет такой необходимости. Возможности компьютерного моделирования в настоящее время таковы, что позволяют привлечь для обоснования гораздо более широкий класс уже выполненных экспериментов и за счёт этого повысить качество обоснования нового проекта.

Эксперименты на реакторах БН-600, БН-350, БОР-бО потенциально обладают, конечно, большой информативностью по отношению к предсказанию параметров проектируемых РУ АЭС того же класса и не могут быть заменены экспериментами на критсборках. Эти эксперименты выполняются в наиболее адекватных условиях по геометрии и составу основных элементов, гетерогенности, температурам, причём все эти факторы проявляются в комплексе. Одной из их главных отличительных особенностей является то, что они выполняются при непрерывном выгорании и изменении нуклидного состава топлива, поглощающих элементов, что невозможно промоделировать на критсборках. Поэтому не вызывает сомнений актуальность постановки задачи по оценке, сохранению экспериментальной информации, полученной на реакторах, но самое главное - по обеспечению возможности расчётного моделирования этих экспериментов, тле. без этого «перепое» их результатов на реальный новый проект в подавляющем числе случаев невозможен. Наиболее очевидным является пример с экспериментальным определением критичности реакторной установки. Совершенно понятно, что при работе на мощности реактор БН-600 находится в критическом состоянии с коэффициентом размножения равным единице. Однако данная «экспериментальная» информация сама по себе совершенно бесполезна если эксперт не имеет адекватной модели активной зоны, соответствующей экспериментальному критсостоянию. И наоборот, наличие такой модели (еще лучше - набора моделей, ориентированных на различные коды) превращает каждый выход реактора в критсостояние в высокоинформативный эксперимент.

Диссертационная работа направлена, в конечном итоге, на достижение следующих целей: обеспечение адекватного математического моделировании нейтронно-физических экспериментов, выполняемых в процессе эксплуатации промышленных реакторов на быстрых нейтронах, разработке методик и средств их расчётного анализа, системы по накоплению данных о свойствах нейтронных полей быстрых реакторов по результатам эксплуатационных измерений па реакторах АЭС, их обработке и сохранению в специализированных базах данных. Практическая реализация разработки направлена на создание базы данных интегральных экспериментов, выполненных в единственном в мире эксплуатируемом энергетическом быстром реакторе БН-600, её расчетно-теоретическом анализе для последующего использования в проектах инновационных реакторных установок на быстрых нейтронах нового поколения.

Последний тезис в процессе работы над данной темой был уточнён, т.к. была выявлена особая актуальность задачи по повышению точности нейтронно-физических характеристик не только перспективных быстрых реакторов, но и активных зон существующих реакторов, в первую очередь БН-600, на основе уже проведенных экспериментов.

Сложность моделей экспериментов, огромные массивы информации требуют создания специализированной информационно-вычислительной среды, позволяющей автоматизировать все этапы сбора и анализа экспериментальных данных. Данная среда должна быть инструментом в руках экспертов по оценке экспериментов и проектантов при прогнозировании и оценке нейтронно-физических характеристик будущих установок. Таким образом, первой задачей, решаемой автором данной работы, являлось:

1. Создание компьютерной информационно-вычислительной системы ModExSys для обработки, хранения, расчётного анализа данных макроскопических нейтронно-физических экспериментов, выполненных на энергетических реакторах БЫ. Создание системы позволило автору выполнить комплекс научных исследований и решить следующие конкретные научно-практические задачи, поставленные научным руководителем работы:

2. Сбор и анализ информации о выполненных экспериментах в реакторе БН-600: структурирование информации, анализ её достаточности, отбор достоверной информации, заполнение баз данных. В перспективе базы данных должны пополняться за счёт экспериментов, ранее проведённых в реакторах БН-350 и БОР-бО, а также зарубежных установках - PHENIX, SUPERPHENIX, CEFR.

6. Расчётная поддержка при сопровождении экспериментальных работ, выполняемых в реакторе БН-600.

В диссертационной работе подводятся итоги решения указанных выше задач. С учетом вышесказанного базовые положения диссертации можно сформулировать следующим образом.

Актуальность работы определяется:

1. Развёртыванием российской федеральной целевой программы «Ядерные энерготехнологии нового поколения», предусматривающей в качестве главного направления инновационного развития ядерной энергетики разработку реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с замкнутым топливным циклом;

На защиту выносятся:

1. Информационно-вычислительная система (программный комплекс) МоёЕхЭуБ расчётного моделирования и анализа нейтропно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах;

4. Результаты верификации системы с базовым трёхмерным нейтронно-физичсским кодом ТЯЮЕХ по экспериментам в реакторе БН-600.

Научная новизна работы:

АЭС и расчётным моделированием подобных экспериментов. Впервые в единую систему объединены наиболее современные средства систем управления базами данных, проектпо-инженерные и прецизионные коды расчёта переноса нейтронов и функционалов нейтронного поля быстрых реакторов. Это позволяет провести анализ методических и модельных погрешностей, добиться ясности понимания причин расхождений с экспериментом при расчётном моделировании и анализе экспериментальных данных. Совместный учёт расчётных и экспериментальных данных позволяет добиться предельно высокой точности прогнозирования параметров ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации активных зон быстрых реакторов.

2. Создана не имеющая аналогов база данных по нейтронно-физическим характеристикам активной зоны быстрого реактора средней мощности с натриевым теплоносителем на основе экспериментов на действующем реакторе БН-600 Белоярской АЭС и построена адекватная система математических моделей экспериментов. Полученные данные впервые позволяют учесть результаты выполненных нейтронно-физических экспериментов на реакторе БН-600 для валидации реакторных кодов и ядерных констант, используемых при обосновании проектов перспективных РУ нового поколения.

3. Проведена верификация кодов ТЯГСЕХ, ,ГА11Г11, ГЕФЕСТ и выполнена оценка характеристик активной зоны 01М2 реактора БН-600 с повышенным уровнем точности, достигнутым за счёт совместного использования инженерно-проектных и прецизионных методов, основанных на методе Монте-Карло, и учёта в прогнозных расчётах экспериментальных данных.

Практическая значимость работы:

2. Полученные результаты анализа экспериментальных данных позволили завершить верификацию программ ТЯЮЕХ, ММККЕЫО, ДАЯБЯ с константами БНАБ-93 и перейти к процедуре их аттестации в Ростехнадзоре. База данных экспериментов и предложенные математические модели позволяют аналогичным образом верифицировать и аттестовать в Ростехнадзоре другие подобные коды, библиотеки реакторных констант, а также нейтронно-физичеекие модули комплексов по обоснованию безопасности РУ и АЭС с реакторами на быстрых нейтронах;

Заключение диссертация на тему "Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах"

5.5 Выводы

В данной главе продемонстрированы возможности системы МоёЕхБуБ по расчётному сопровождению экспериментов по облучению экспериментальных сборок и образцов в реакторе БН-600. Система МоёЕхЗуэ может выполнять две функции:

• рассчитать влияние экспериментальных сборок на параметры БН-600 и обосновать безопасность облучения. Это определяет возможность проведения испытаний сборок с учётом того, что экспериментальные работы должны совмещаться с коммерческими интересами Белоярской АЭС и любые отклонения от оптимальных параметров эксплуатации должны быть тщательно минимизированы;

• определить параметры нейтронного облучения для последующего анализа активации элементов сборок, трансмутационных явлений, происходящих в топливе, накопления осколков деления и т.п., что собственно является целью эксперимента.

Для проведения расчётов остаточного энерговыделения TBC реактора БН-600 и анализа соответствующих экспериментов система ModExSys была состыкована с кодами CARE и ORIGEN и поставляла этим программам все необходимые подробные данные по истории облучения исследуемых TBC: от момента постановки сборок в активную зону до момента выгрузки из реактора. Анализ показал, что расчётные данные согласуются с результатами экспериментов в пределах 10 % при остаточной мощности TBC более 0,5 кВт и в пределах 35 % при меньших энерговыделенпях. Сравнение указывает на небольшое систематическое превышение расчётных данных над экспериментальными данными на ~ 40-50 Вт. Однако уровень расхождений является вполне приемлемым, и в дальнейшем полученные данные могут быть использованы для расчётов температурного состояния TBC в тракте перегрузки и обоснования необходимых эксплуатационных запасов для обеспечения безопасности перегрузки при зависании ОТВС.

Проведены прецизионные расчеты параметров облучения сборок с МОХ-топливом в реакторе БН-600, целью которых являлось определение локальных характеристик для отдельных твэлов, поступивших для исследований, и даже вырезанных отдельных частей твэ-лов. В системе ModExSys был выполнен полный цикл нейтронно-физических расчетов истории облучения каждого твэла: от момента постановки исследуемых TBC в активную зону до момента их выгрузки из реактора. Сравнение расчётных данных с экспериментальным определением выгорания специалистами НИИАР показало их согласие с учетом погрешностей, однако выявленные расхождения до 10 % требуют проведения новых радиохимических экспериментов для дальнейшего повышения точности и надёжности наших представлений о степени достоверности предсказания выгорания топлива.

В период с 42-ю по 47-ю микрокампанию в реакторе БН-600 проводились испытания экспериментальных облучательных устройств для наработки 60Со, а также опытно-промышленное облучение сборок для получения 37Аг. Для практического использования и обоснования безопасности облучения анализу подвергались: возмущение поля энерговыделения облучательными сборками, изменение запаса реактивности и темпа падения реактивности, скорость активации мишени из кобальта и наработка 31 Ах. Расчёты показали дости

60 жимость получения удельной активности Со порядка 100 Ки/г и источникаАг от 400 кКи до 1 -2 МКи, что является показателем хорошего качества радиоизотопной продукции.

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

1. Создана интегральная информационная система ModExSys для полного обеспечения сбора, обработки, хранения и анализа результатов эксплуатационных измерений на энергетических реакторах на быстрых нейтронах, обеспечения их математического моделирования и создания на их базе расчетных бенчмарков для верификации кодов и ядерных данных, учёта в проектах инновационных реакторных установок на быстрых нейтронах.

Система объединяет информационную подсистему, включающую состояния активной зоны, архивы TBC, результаты эксплуатационных и специальных нсйтронно-физических измерений, построенные с использованием наиболее современных средств управления базами данных SQL Server, и средства моделирования, включающие коды расчёта переноса нейтронов в трёхмерной гексагональной геометрии сеточными методами и методом Монте-Карло, вычисления измеряемых величин и функционалов, средства генерации математических моделей экспериментов. Целевая направленность на обеспечение возможности интерпретации нейтронно-физическнх экспериментов, выполняемых в условиях промышленной эксплуатации реакторной установки, и системный подход в решении поставленной задачи являются одной из главных особенностей разработанного инструмента. Объединение в одной системе разнородных средств, разработанных в различные периоды и в различной языковой среде, представляло из себя особую задачу и является особенностью разработки системы с точки зрения программирования.

2. Полученный инструмент был использован для создания базы данных реакторных экспериментов, выполненных в реакторе БН-600 Белоярской АЭС, представляющей особый интерес ввиду уникальности в мире реакторной установки БН-600 и опыта её эксплуатации. Экспериментальные данные были тщательно проанализированы на возможность их адекватного моделирования, проведён широкий круг методических исследований и оценён уровень точности такого моделирования. Кроме того, был решён ряд практических задач, таких как кросс-верификация системы российских кодов (TRIGEX, ГЕФЕСТ, JARFR) по контролю за паспортными характеристиками БН-600 в процессе эксплуатации, уточнение проектных характеристик современной активной зоны 01М2 БН-600, выполнен анализ специализированных научных экспериментов по облучению перспективных топливных материалов и получению искусственных радиоактивных изотопов.

3. Проведён анализ совокупности эксплуатационных измерений нейтронно-физических характеристик активной зоны реактора БН-600 и экспериментов по определению распределения энерговыделения в БН-600 методом у-скапироваиия на предмет создания на их базе бенчмарков по физике быстрого натриевого реактора средней мощности. На этой базе произведён отбор и создана база данных нейтронно-физических экспериментов в реакторе БН-600, включающая:

• 74 результата измерения критичности, из них 37 в горячем состоянии в начале и конце микрокампании, 37 - в холодном перегрузочном состоянии;

• 18 результатов измерений темпа падения реактивности;

• 19 максимального запаса реактивности и уровня подкритичности при перегрузке и после взвода системы A3;

• 37 измерений температурно-мощностного эффекта реактивности.

При анализе экспериментальных данных совместно со специалистом Белоярской АЭС В. А. Жёлтышевым и руководителем работы Ю. С. Хомяковым был выявлен ряд неточностей, в основном связанных с использованием устаревших данных по параметрам запаздывающих нейтронов и неправомерной зависимости коэффициента интерференции при измерениях эффективности систем РО СУЗ. Экспериментальные данные, внесенные впоследствии в базу данных были пересмотрены и переоценены в соответствии с выданными рекомендациями В. А. Жёлтышевым и 10. С. Хомяковым, что обеспечило их непротиворечивость, согласованность и надежность.

4. С использованием средств системы ModExSys был проведён расчёт жизненного цикла РУ БН-600 с 39 по 56 микрокампанию с учётом полной эксплуатационной истории активной зоны. Эти результаты позволили создать электронную базу данных 160 состояний активной зоны, базу данных расчётных нейтронно-физических характеристик БН-600 во всех состояниях и систему математических прецизионных моделей экспериментов, выполненных в реакторе БН-600. В процессе выполнения данной работы система ModExSys полностью приобрела функции по сопровождению эксплуатации реактора БН, аналогичные известному эксплуатационному комплексу ГЕФЕСТ, но на другой базе. И в настоящее время ModExSys используется в качестве средства сопровождения эксплуатации БН-600, расчётного обоснования безопасности научно-исследовательских работ в БН-600, что можно рассматривать как отдельный и значимый результат проведенной работы. Сопоставление состояний, полученных в системе ModExSys, с аналогичными данными ГЕФЕСТ показало их хорошее согласие, что дало независимую оценку надёжности моделей активной зоны.

5. На базе разработанной тестовой модели выполнен анализ методических погрешностей при расчёте базовых нейтронно-физических параметров активной зоны БН-600. Анализ проводился путем сопоставления результатов расчётов в диффузионном многогрупповом, приближении с использованием сеточных методов, реализованных в базовом нейтронно-физическом модуле TR1GEX системы ModExSys, с результатами расчётов по кодам ГЕФЕСТ, JARFR. Погрешность диффузионного приближения оценена методом Монте-Карло. Показано, что традиционные расчёты в диффузионном приближении занижают реальную критичность БН-600 на -0,8-1 % Ak/k. При расчётах эффективности РО СУЗ БН-600 значительная часть погрешности диффузионного приближения компенсируется сеточными погрешностями, в результате чего на расчёт эффективности РО СУЗ наибольшее влияние оказывает учёт гетерогенной структуры. В результате эффективность рабочих органов системы компенсации завышается кодами класса TR1GEX (ГЕФЕСТ, JARFR) до -7 %, системы аварийной защиты с использованием высокообогащенного карбида бора — до -18 %. Расчёт энерговыделения в активной зоне обеспечивается подобными кодами с точностью около 3 %. Для TBC бокового экрана диффузионное приближение занижает энерговыделение в глубоких слоях до -15 %, для TBC во внутриреакторном хранилище - до -20 %. При этом реальный уровень погрешности существенно зависит от выбранных способов и алгоритмов снижения сеточной погрешности. Интегральная оценка точности моделирования экспериментов проводилась путём сопоставления с результатами измерений.

6. Анализ экспериментов по определению распределения энерговыделения в БН-600 методом гамма-сканирования TBC показал адекватность расчётного моделирования с учётом методических погрешностей в пределах активной зоны с максимальной погрешностью не превышающей 5,5 % при использовании диффузионных кодов. Для бокового экрана и ВРХ характерна систематическая зависимость расхождений между расчётами и экспериментами по мерс удаления от границы с активной зоной. Для TBC на границе активной зоны и бокового экрана расхождения полностью ликвидируются за счёт учёта методической компоненты погрешности диффузионного приближения. Для TBC на периферии активной зоны подобный учёт также существенно улучшает согласие расчёта и эксперимента, однако полностью не ликвидирует расхождения, что, впрочем, вполне объяснимо, если принять во внимание константные и неизбежные модельные погрешности. Для БН-600 учёт реальных измерений ввиду их методического характера может быть учтён введением соответствующих факторов смещения, что позволяет прогнозировать параметры энерговыделения в TBC бокового экрана и ВРХ с точностью -10 %.

7. Анализ критических состояний БН-600 подтвердил занижение оценки величины кЭфф расчётами в диффузионном приближении. Полученное расхождение в среднем составляет -1,4 % Дк/к, большая часть -0,9 % Ак/к которого объясняется отмеченной выше систематической погрешностью диффузионного приближения. Исходя из полученного результата, суммарный уровень константной и модельной погрешности может быть оценен в -0,5 % Äk/k. Для правильной интерпретации данных необходимо учи тывать зависимость погрешности расчётного моделирования от глубины погружения системы компенсации. В частности, показано, что различие в расхождениях расчёта критичности в начале и конце микрокампании в значительной мере может быть объяснено именно этим фактором, а не погрешностями расчёта выгорания. Данный же фактор может приводить к смещению расчётной оценки запаса реактивности БН-600 до 0,2-0,3 % Äk/k, что существенно с учётом большого влияния значения МЗР на ядерную безопасность РУ. Анализ выявил систематический характер расхождений между расчётом и экспериментом по оценке критичности и запаса реактивности, что позволяет учесть этот фактор и обеспечить надёжность прогнозирования указанных параметров с точностью 0,2-0,3 % Ak/k. Для уменьшения влияния технологической составляющей погрешности прогноза критичности предложена методика корректировки прогнозных оценок по результатам текущих измерений, которая представляется весьма эффективной и непосредственно для реактора БН-600. и для будущих новых проектов, в частности, БН-800.

8. Расчёты эффективности рабочих одиночных органов системы компенсации хорошо соответствуют измеренным величинам с учётом оцененного гетерогенного эффекта с точностью -7-8 %. Для систем РО СУЗ были отмечены существенные расхождения из-за неточных коэффициентов интерференции в методике измерений Белоярской АЭС. После корректировки методики и переоценки экспериментальных данных получено хорошее согласие расчётных и экспериментальных данных. Переоценка данных по эффективности системы КС не привела к существенному изменению её значения. Для системы A3 выработана рекомендация по снижению проектной величины на -20 % для согласования её с реальной оценкой эффективности. Рекомендация принята Главным конструктором РУ БН-600 и внесена в уточнённый том по обоснованию безопасности РУ БН-600.

9. Уточнённые методики и оценки запаса реактивности и эффективности РО СУЗ позволили повысить точность прогноза уровня подкритичности РУ БН-600 после извлечения РО A3, оказавшимся наиболее критичным требованием ПБЯ РУ АС НП-082-07 применительно к БН-600, до уровня ~0,3 % Ak/k, что снизило необходимость в обеспечении проектного запаса на неопределенность данного параметра в —2 раза. Это снизило остроту проблемы обоснования баланса реактивности РУ БН-600 при модернизации активной зоны и проведении НИОКР по облучению TBC с МОКС топливом.

10. Применение системы ModExSys для сопровождения облучательных экспериментов показало её надежность и адекватность для этой цели. Проведен анализ остаточного энерговыделения ОТВС БН-600 совместно при сопряжении ModExSys с кодом CARE, выгорания в экспериментальных твэлах с МОКС топливом. Расчеты активации кобальта в экспериментальных облучательных устройствах с гидридом циркония (ЭОУ) п кальция в специальных экспериментальных сборках (ЭСА) оказались в разумном согласии с результатами реальных измерений, подтвердивших возможность получения кобальта-60 с удельной активностью 100 Ки/г (целевой показатель) и источника аргопа-37 от 400 кКи (целевой показатель первого этапа) до 1-2 МКи.

В заключение автор выражает искреннюю благодарность своему научному руководителю - кандидату фнз.-мат.паук Хомякову Юрию Сергеевичу за постановку задачи, руководство и постоянное внимание к работе. Автор благодарен Цибуле Анатолию Макаровичу за организацию работ и полезные консультации по теме диссертации, а также профессору Николаеву Марку Николаевичу, внимание которого к работе в значительной степени способствовало её успешному завершению.

Автор глубоко признателен всем сотрудникам лаборатории №103 ГНЦ РФ-ФЭИ, оказывавшим поддержку и помощь при выполнении работы, в особенности A.C. Серёгину, Г.Н. Мантурову, М.Ю. Семёнову. A.A. Блыскавке, JI.B. Горбачёвой, а также Т.О. Сараевой за помощь в подготовке исходных данных и расчётных моделей, и коллегам из лаборатории №9 за полезные консультации по вопросам сопровождения эксплуатации реактора БН-600 В.А. Елисееву, В.П. Евдокимову, JI.B. Коробейниковой.

Автор работы выражает благодарность сотрудникам Белоярской АЭС В.В. Мальцеву, В.Ф. Рослякову, В.А. Шаманскому, A.A. Лыжину, A.A. Иванову и в особенности В.А. Жёл-тышеву за поддержку проведённых работ по расчётному анализу экспериментов в реакторе БН-600 и полезные дискуссии при обсуждении результатов.

Автор благодарит Б.А. Васильева, М.Р. Фаракшина, С.Б. Белова (ОКБМ) и Е.Ф. Селезнёва, A.A. Белова (ИБРАЭ) за расчётные данные, полученные по программам JARFR и ГЕФЕСТ, и плодотворные обсуждения результатов верификации расчётных комплексов.

Библиография Моисеев, Андрей Владимирович, диссертация по теме Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ

1. Гончаров Р.К., Звонарёв А.В., Колыженков В.А. и др. Оцененные результаты измерений отношений средних нейтронных сечений топливных нуклидов в БН-350 // Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.1, с. 123.

2. Moiseyev A. System of modelling and calculation analysis of neutron-physical experiments at fast reactors // In proc.: IYNC-2008, Interlaken, Switzerland, September 20-26, 2008. Paper No. 229.

3. Моисеев A.B., Сараева Т.О., Семёнов М.Ю. Моделирование экспериментов на реакторе БН-600 с помощью системы ModExSys // Материалы семинара «Нейтроника-2007» -URL: http://www.neutronica.ru

4. Моисеев А.В. Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на быстрых реакторах // В сб.: «Всероссийская научная школа для молодёжи «Реакторы на быстрых нейтронах», Обнинск, 26-29 октября, 2009.

5. Шпеник М., Следж О. Руководство администратора баз данных Microsoft SQL Server 2000 M.: "Вильяме", 2004.

6. Проектирование и реализация баз данных Microsoft SQL Server 2000 (Microsoft Press) -M.: "Русская редакция", 2003.

7. Кэнту M. Delphi 2005. Для профессионалов СПб.: "Питер", 2006.

8. Фаронов В. Delphi 2005. Разработка приложений для баз данных и Интернета СПб.: "Питер", 2006.

9. Серёгин А.С. Аннотация программы TRIGEX для малогруппового расчёта реактора в трёхмерной гексагональной геометрии // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 4(33), с. 59-60.

10. Серёгин А.С., Кислицына Т.С. Аннотация TRIGEX.04: Препринт №2846 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2000.

11. Aleouffe Е., Brinkley F., Marr D., O'Dell D. User's Guide for TWODANT: A code package for two-dimentional, diffusion-accelerated, neutral-particle transport// LA-10049-M, February 1990.

12. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Поляков А.Ю., Цибуля A.M. Аннотация программы CONSYST // Вопросы атомной наукн и техники, Сер. Ядерные константы, 1999, вып. 2, с. 148-150.

13. Мантуров Г.Н., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Программа подготовки констант CONSYST: Препринт №2828 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2000.

14. Альперович М.Н., Григорьева Н.М., Сысоева О.В., Селезнев Е.Ф., Яблоков C.JI. Аннотация программы ГЕФЕСТ // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1994, выи. 4, с. 36-43.

15. Нурп A. (OECD/NEA), Найджел П. (OECD/NEA), Бриггс Б. (INEEL), Иванова Т. DICE: База данных для справочника международного проекта по оценке критических экспериментов для нужд ядерной безопасности // Nucl. Sei. Engin., 145, септ. 2003, с. 11-19.

16. NEA-1517 SINBAD REACTOR, Shielding Benchmark Experiments // URL: http://www.nea.fr/abs/html/nea-1517.html

17. Банк тестовых задач радиационной физики // ИПМ им. М.В.Келдыша РАН, URL: http://rts.kiam.ru/verval/

18. Ярославцева Л.Н. Комплекс программ JAR для расчёта нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов, 1983, вып. 8(37), с. 41-43.

19. Баринов C.B., Радкевич A.B. Использование системы подготовки многогрупповых нейтронных данных CONSYST/ABBN в программном комплексе FACT-BR для трёхмерных нейтронно-физических расчётов реактора БРЕСТ-ОД-ЗОО // В сб.: Нейтроника-99, Обнинск, 2000.

20. Серёгин А.С. Некоторые вопросы реализации улучшенных схем дискретизации задачи диффузии в трёхмерной гексагональной геометрии // В сб.: «Нейтроника-92», Обнинск, 1994, с. 164-173.

21. Askew J.R. Methods for three-dimensional fuel management studies in high temperature reactors // In proc.: CONF-720901, 1972.

22. Takeda Т., Komano Y. Extension of Askew's coarse mesh method to few group problems for calculating two dimensional power distribution in fast breeder reactor //Nucl. Sci. Technol., v. 15. №7 (1978), p.523-532.

23. Petrie L.M., Landers N.F. KENO 5A An Improved Monte Carlo Criticality Program with Supergrouping // v.2, section F11, NUREG/CR-0200 Rev.2 (ORNL/NUREG/CSD-2/R2), December 1984.

24. Полевой В.Б., Тарасова О.Б. Комплекс программ MMKFK-2 для решения задач переноса нейтронов и гамма-квантов в физике реакторов // В сб.: «Нейтроника-98», Обнинск,1999, с. 128-131.

25. Yftah S., Okrent S., Moldauer P. Fast Reactor Cross Sections. A Study Leading to a Sixteen Group Set//N.Y.: Pergamon Press, 1960.

26. Hansen G.E., Roach W.I-I. Six and Sixteen Group Cross Sections for Fast and Intermediate Critical Assemblies // Rep. LASL-2543, Los Alamos, 1961.

27. Гордеев И.В., Кардашев Д.А., Малышев А.В. Справочник по ядерпо-физическим константам для расчёта реакторов // М.: Атомиздат, 1961.

28. Марчук Г.И. Методы расчёта ядерных реакторов // М.: Атомиздат, 1960.

29. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Бондарепко И.И., Николаев М.Н. Групповые константы для расчёта реакторов // М., Атомиздат, 1964.

30. Орлов В.В., Троянов М.Ф., Мамонтов В.Ф. Экспериментально-расчётные исследования физики органов регулирования реактора БН-350 на сборке БФС-22: Препринт №306 -Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1972.

31. Абагян Л.П., Базазянц Н.О., Николаев М.Н., Цибуля A.M. Групповые константы для расчёта реакторов и защиты // Справочник, М., Энергоиздат, 1981.

32. Кощеев В.М., Николаев М.Н., Корчагина Ж.А. и др. Библиотека оценённых нейтронных данных ФОНД-2.2 // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Ядерные константы,2000, вып.2, с. 40.

33. Чиркин B.C. Тепло физические свойства материалов ядерной техники. — М.: Атомиздат, 1968.

34. Мальцев В.В., Росляков В.Ф., Гиззатулин Х.Ф. Расчётное сопровождение эксплуатации реактора БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №1, с. 60-65.

35. Безбородов А.А., Семёнов М.Ю. Оценка влияния твэльной и кассетной гетерогенности на нейтронно-физические характеристики быстрого реактора: Препринт №2340 — Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1993.

36. Хомяков Ю.С., Кочетков A.JL, Изотов В.В. и др. Контроль за распределением энерговыделения в БН-600 методом у-сканирования ТВС // Атомная энергия, 2008, т. 105, вып.6, с. 339-344.

37. Хомяков Ю.С., Кочетков А.Л., Изотов В.В. и др. Контроль за распределением поля энерговыделения в реакторе БН-600 методом гамма-сканирования ТВС: Препринт №3122 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2008.

38. Баканов М.В., Жёлтышев В.А., Мальцев B.C. и др. Оценка составляющих погрешности измерения относительного энерговыделения реактора БН-600 Белоярской АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №1, с. 44-52.

39. Моисеев А.В., Селезнёв Е.Ф., Фаракшип М.Р., Хомяков Ю.С. и др. Анализ точности расчёта распределения поля энерговыделения в БН-600 // Атомная энергия, 2010, т. 108, вып.2, с.63-70.

40. Моисеев А.В., Селезнёв Е.Ф., Фаракшин М.Р., Хомяков Ю.С. и др. Анализ точности расчёта распределения поля энерговыделения в быстром энергетическом реакторе БН-600: Препринт № 3167 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2009.

41. White Book of Nuclear Power. General editing by Prof. E.O. Adamov, First edition // Moscow, RDIPE, 1998.

42. Матвеенко И.П., Литицкий B.A., Шокодько А.Г. Учёт пространственных эффектов при измерении реактивности // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика и техника ядерных реакторов, 2008, вып.2, с.41-47.

43. Иванов А.А., Митрофанов С.Ю. Использование импульсного канала контроля реактивности при проведении нейтронно-физических измерений на реакторе БН-600 Белоярской АЭС // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №2, с. 86-94.

44. Мантуров Г.Н., Матвеев В.И., Николаев М.Н., Троянов М.Ф., Цибуля A.M. Требования к точности расчёта нейтронно-физических характеристик быстрых реакторов-размножителей и пути их удовлетворения // Атомная энергия, 1989, вып. 3, с. 181.

45. Жёлтышев В.А., Лыжин А.А., Шаманский В.А. Дополнительный метод определения прогнозного положения компенсирующих рабочих органов реактора БН-600 Белояр-ской АЭС в критическом состоянии // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №2, с. 73-81.

46. Селезнев Е.Ф. Разработка и использование эксплуатационных программ нейтронпо-физического расчета реакторов : Диссертация на соискание учёной степени д-ра техн. наук, Москва, 2000.

47. Казанский Ю.А., Матусевич Е.С. Экспериментальные методы физики реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1984.

48. Казанский Ю.А., Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Евсеев А .Я. и др. Исследование физических характеристик реактора БН-600 // Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 1, с. 9-14.

49. Шокодько А.Г. Строгое уравнение кинетики ядерного реактора // Вопросы атомной науки и техники: Сер.: Физика и техника ядерных реакторов, 1988, вып. 4, с. 3-9.

50. Колесов В.Е., Макаров О.И., Матвеенко И.П., Шокодько А.Г. Программа ДНЕСТР и её применение для учёта пространственных эффектов при измерении реактивности методом ОРУ К: Препринт №1062-Обнинск: ГНЦРФ-ФЭИ, 1981.

51. Monta К. Journ. Nucl.Sci.Techn., 1967, v.4, № 2, р.51 -62.

52. Казанский Ю.А., Матвеенко И.П., Тютюнников П.Л., Шокодько А.Г. К учёту пространственных эффектов реактивности методом обращенного решения уравнения кинетики // Атомная энергия, 1981, т. 51, вып. 6, с. 387-389.

53. Готье Ж.К., Матвеенко И.П., Шокодько А.Г., Карпентер С.Г. и др. Сравнение эффективности поглощающих стержней быстрых реакторов // Атомная энергия, 1989, т. 66, вып. 5, с. 302-308.

54. Баканов М.В., Желтышев В.А., Фаракшин М.Р. и др. Оценка минимально возможной эффективности стержней СУЗ реактора БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №1, с. 53-59.

55. Карпенко А.И., Розенбаум Е.Л, Забегаев В.П. Исследования остаточного тепловыделения отработавших сборок реактора БН-600 в бассейне выдержки // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №1, с. 70-77.

56. Кочетков А.Л. Программа CARE расчёт изотопной кинетики, радиационных и экологических характеристик ядерного топлива при его облучении и выдержке: Препринт №2431 - Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 1995.

57. Hermann O.W., Westfall R.M. ORIGEN-S: SCALE system module to calculate fuel depletion, actinide transmutation, fission product buildup and decay, and Association source terms// NUREG/CR-0200, rev. 4, v. 2, section F7, 1995.

58. Забродская С.В., Кочетков A.JI., Моисеев А.В., Хомяков Ю.С. и др. Анализ остаточного тепловыделения ТВС БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2009, №3, с. 127138.

59. Забродская С.В., Кочетков А.Л., Моисеев А.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С. Анализ остаточного тепловыделения ТВС БН-600: Препринт № 3094 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2007.

60. Баканов М.В., Мальцев В.В., Васильев Б.А., Фаракшин М.Р. и др. Облучение экспериментальных ТВС с уран-плутониевым топливом в реакторе БН-600 // Известия вузов. Ядерная энергетика, 2005, №1, с. 82-86.

61. Bychkov А.V., Kisly V.A., Khomyakov Yu.S., et al. Demonstration experiment on irradiation of vibropac MOX FA in the BN-600 reactor // In proc.: Global-2007, Boise, Idaho, September 9-13,2007.

62. Abdurashitov D.N., Gavrin V.N., Khomyakov Yu.S., et al. The possibilities of fast power reactors to create high intensity radioactive sources // In proc.: PHYSOR-2002, Seoul, Korea, October 7-10, 2002.

63. Мальцев В.В., Карпенко А.И., Чернов И.А., Головин В.В. Опыт наработки 60Со в БН-600 // Атомная энергия, 1999, т. 86, вып. 3, с. 216-219.

64. Кочетков А.Л., Моисеев А.В., Семенов М.Ю., Хомяков Ю.С. и др. Анализ экспериментальных данных по образованию Аг-37 в кальциевых мишенях: Препринт № 3093 Обнинск: ГНЦ РФ-ФЭИ, 2007.

65. Звонарёв А.В. и др. Возможности получения мощных источников (анти)нейтрино в энергетических быстрых реакторах // Атомная энергия, 1996, т.80, вып. 2,

66. Джанелидзе А.А. Источник нейтрино на основе радионуклида Аг : Диссертация на соискание учёной степени канд. физ.-мат. наук, Заречный, 2006.

Похожие работы

Информатика, вычислительная техника и управление
05.13.00