Введение к работе
Актуальность
В соответствии со стратегией развития атомной энергетики в рамках долгосрочной комплексной государственной топливно-энергетической программы Российской Федерации на период до 2010 года значительное внимание уделяется обеспечению безопасности реакторов ВВЭР первого и второго поколения при продлении сроков их эксплуатации на основе расчетно-экспериментального определения проектного ресурса незаменяемых элементов. Это относится, прежде всего, к корпусам реакторов, главное требование к материалу которых состоит в том, чтобы не допустить его хрупкое разрушение.
Исследования радиационного охрупчивания сталей корпусов реакторов проводят уже несколько десятилетий. Накапливается большой информационный материал, на основе которого развиваются представления об изучаемых явлениях.
В связи со сложностью и продолжительностью развития процесса радиационного охрупчивания изменение условий облучения по-разному влияет на вклад его различных составляющих. Решение проблемы осложняется тем, что радиационное охрупчивание материала оценивается по температуре его хрупко-вязкого перехода, которая является случайной функцией структурного состояния, содержания и распределения легирующих элементов и примесей в нем, а также состояния образца материала во время облучения или элемента конструкции во время работы.
Это приводит к рассеянию результатов, получаемых на малых сериях образцов, которое увеличивается за счет неопределенности задания и поддержания условий облучения и погрешности их определения. Тем самым обусловливается невысокая представительность экспериментальных результатов, получаемых на образцах, вырезанных из корпусов реакторов, образцах-свидетелях, размещаемых за активной зоной и вблизи корпусов, образцах в каналах исследовательских реакторов.
Для решения этих проблем в 1992-1994 гг. в ГНЦ РФ НИИАР на реакторе РБТ-6 был создан стенд КОРПУС, в котором можно испытывать статистически значимые массивы образцов в течение длительного времени в заданных условиях с контролируемыми параметрами.
Температуру образцов поддерживают близкой к постоянной, благодаря конструктивным решениям стенда и ампульных устройств. Нейтронно-физические условия испытаний образцов обеспечивают распределением топлива в активной зоне, которая является источником излучений для стенда КОРПУС.
Специфика реактора РБТ-6 состоит в использовании отработавших в высокопоточном исследовательском реакторе СМ тепловыделяющих сборок
(TBC) с достаточно широким спектром значений выгорания топлива. Имеющегося набора таких ТВС достаточно для формирования нужной компоновки активной зоны, но для гарантированного получения требуемых характеристик стенда КОРПУС при каждой перегрузке реактора РБТ-б, важно:
знать с приемлемой точностью состав топлива в ТВС, выгружаемых из реактора СМ;
с необходимой точностью рассчитывать выгорание топлива в реакторе РБТ-б для планирования его последующих перегрузок и кампаний;
определить основные принципы размещения ТВС с разным выгоранием топлива в активной зоне реактора РБТ-6;
иметь возможность определять нейтронно-физические характеристики стенда по заданному распределению топлива в активной зоне.
Цель работы
Научное обоснование решений по компонованию активной зоны реактора РБТ-6 из имеющегося набора отработавших ТВС реактора СМ с заданным выгоранием топлива, обеспечивающей требуемые нейтронно-физические условия испытаний образцов в стенде КОРПУС.
Для достижения поставленной цели необходимо было решить следующие задачи:
исследовать нейтронно-физические характеристики активной зоны реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС;
разработать инженерные методики расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реакторов СМ и РБТ-6;
- уточнить значения расхода топлива на единицу энерговыработки
(г 2"ъи/МВт-сут) в реакторах СМ и РБТ-6;
разработать рекомендации по изменению компоновки активной зоны реактора РБТ-6 и размещению в ней ТВС с разным выгоранием топлива для обеспечения заданных условий испытаний образцов в стенде КОРПУС при безусловном соблюдении требований ядерной безопасности реактора;
рассчитать нейтронно-физические характеристики стенда КОРПУС для различных топливных компоновок активной зоны реактора РБТ-6 и оценить их соответствие требованиям к испытаниям;
установить функциональную связь распределений плотности потока нейтронов и радиационного энерговыделения в стенде КОРПУС с распределением энерговыделения в активной зоне реактора РБТ-6.
Научную новизну работы составляют:
результаты обоснования компоновки активной зоны реактора РБТ-6, обеспечивающей заданный уровень и распределение реакторных излучений в стенде КОРПУС;
алгоритмы инженерных методик расчета распределения энерговыделе-
ния в активных зонах реакторов СМ и РБТ-6;
уточненные значения расхода топлива в реакторах СМ и РБТ-6 на единицу энерговыработки;
результаты детальных расчетов распределений плотности потока быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения в трех рядах ампул стенда КОРПУС в компоновке, используемой в настоящее время;
- функциональные зависимости нейтронно-физических характеристик
стенда КОРПУС от пространственных координат и от параметров распределе
ния энерговыделения в активной зоне реактора РБТ-6.
Практическая ценность работы определяется следующими положениями.
1. Проведенные исследования позволили разработать прецизионную мате
матическую модель реактора РБТ-6, которая стала рабочим инструментом ис
следования нейтронно-физических характеристик его активной зоны и стенда
КОРПУС:
результаты выполненных с ее помощью нейтронно-физических расчетов вошли в состав проекта стенда КОРПУС;
предложенная и обоснованная с ее использованием компоновка активной зоны реактора РБТ-6 дала возможность выровнять распределение плотности потока быстрых нейтронов в центральных ампулах стенда КОРПУС, что позволило обеспечить выполнение требований к нейтронно-физическим условиям испытаний образцов корпусных материалов.
2. Сформулированные правила размещения ТВС в активной зоне реактора
для обеспечения его ядерной безопасности стали составной частью эксплуата-
' ционной документации.
-
Разработана, аттестована и внедрена в эксплуатацию инженерная методика расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реактора СМ, которая позволяет с приемлемой для практики точностью определять выгорание топлива в ТВС, служащее исходной информацией для нейтронно-физических расчетов активной зоны реактора РБТ-6 и формирования заданных условий испытания образцов в стенде КОРПУС.
-
Разработана, аттестована и внедрена в эксплуатацию инженерная методика расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активной зоне реактора РБТ-6. С ее помощью и с учетом выработанных правил и рекомендаций планируют все перегрузки ТВС в активной зоне, в результате чего формируют источник нейтронов и гамма-квантов с требуемыми для стенда КОРПУС параметрами при безусловном выполнении требований ядерной безопасности.
-
Результаты выполненных на новом уровне исследований расхода топлива на единицу энерговыработки в реакторах СМ и РБТ-6 используют для расчета его выгорания. За счет этого повышается достоверность оценок содержания
делящихся материалов в выгоревшем топливе, точность учета ядерных материалов, ядерная безопасность при хранении отработавших ТВС.
6. Результаты исследований распределения плотности потока быстрых нейтронов и радиационного энерговыделения используют при планировании перегрузок активной зоны и для оценки флюенса нейтронов на стадии испытания образцов и его уточнения после окончания испытаний.
На защиту выносится:
-
Компоновка активной зоны реактора РБТ-6, обеспечивающая заданные уровень и распределения потоков излучений в стенде КОРПУС.
-
Алгоритмы и методики расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в активных зонах реакторов СМ и РБТ-6.
-
Уточненные значения расхода топлива в реакторах СМ и РБТ-6 на единицу энерговыработки.
-
Результаты расчетов нейтронно-физических характеристик стенда КОРПУС.
-
Параметрические зависимости распределений плотности потока нейтронов и гамма-квантов в стенде КОРПУС от распределения энерговыделения в активной зоне реактора РБТ-6.
Апробация работы
Основные результаты работы представлялись и обсуждались: на Пятой межотраслевой конференции по реакторному материаловедению (Димитровград, 1998); на семинаре "Алгоритмы и программы для нейтронно-физических расчетов ядерных реакторов" (Обнинск, ФЭИ, 1998); на XI семинаре по проблемам физики реакторов (Москва, МИФИ, 2000); на XII ежегодной международной научно-технической конференции ядерного общества России «Исследовательские реакторы: наука и высокие технологии» (Димитровград, 2001); на Седьмой международной конференции по материаловедческим проблемам при проектировании, изготовлении и эксплуатации АЭС (С.-Петербург, 2002).
Личный вклад автора:
Лично автором и при его непосредственном участии разработан геометрический модуль CSQ и разработаны прецизионные математические модели реактора РБТ-6 со стендом КОРПУС. Им предложена и обоснована компоновка активной зоны реактора РБТ-6, позволяющая повысить представительность испытаний в стенде КОРПУС, исследованы ее нейтронно-физичсские характеристики как источника излучений для стенда и нейтронно-физические характеристики стенда в компоновке, используемой в настоящее время. Автор выполнил расчетное исследование расхода топлива на единицу энерговыработки в реакторах СМ и РБТ-6, разработал инженерные методики
расчета распределения энерговыделения и выгорания топлива в их активных зонах, выработал рекомендации по размещению топлива в активной зоне реактора РБТ-6 с целью формирования приемлемого источника излучений для стенда' КОРПУС. Им предложена аппроксимация в аналитическом виде распределений плотности потока нейтронов и радиационного энерговыделения в стенде КОРПУС.
Публикации, структура и объем работы
По теме диссертации опубликовано 13 научных работ. Диссертация состоит из введения, четырех глав, заключения, двух приложений. Работа изложена на 127 страницах, содержит 38 рисунков, 16 таблиц и список цитируемой литературы из 79 наименований.
