РБМК ВВР Задачи по физике ядра Испытания ядерного оружия Атомные батареи Физика ядерного реактора Курсовые по энергетике Термоядерный синтез Термоядерный реактор Атомные реакторы на быстрых нейтронах Развитие энергетики России

Третья глава посвящена описанию методики расчета и расчетных моделей, использованных при выполнении данной работы.

Расчет пространственного распределения плотности потока быстрых нейтронов на корпусах реакторов и образцах свидетелях был осуществлен в многогрупповом приближении методом дискретных ординат с помощью программ DOT3, ANISN и библиотеки групповых сечений BUGLE 96. Трехмерное распределение нейтронного поля было получено методом синтеза двух двумерных (R-θ и R-Z) и одномерного (R) расчетов.

Особенностью разработанной расчетной модели является подробное описание геометрии и материалов облучательного канала и контейнеров с ОС. Пример аппроксимации геометрии в области канала с ОС приведен на рисунке 1.

Рисунок 1. Фрагмент R-θ сетки в пределах канала образцов-свидетелей.

1- стенка контейнера, 2- алюминиевый заполнитель, 3- образцы-свидетели, 4- вода в канале. Вторичное квантование свободного электромагнитного поля. Взаимодействие атома с квантованным излучением.

  Для подготовки источника нейтронов в R-θ геометрии использовались результаты расчета по-ТВЭЛьного приращения выгорания в кассетах сектора 60-градусной симметрии для выбранных топливных циклов. Относительные интенсивности источника переносятся на расчетную сетку с помощью специально разработанного пакета программ, рассчитывающих относительный вклад мощности ТВЭЛа в ячейку R-θ сетки по соотношению площадей ТВЭЛов, попадающих в данную ячейку, c площадью ячейки.

Аксиальное распределение интенсивности источника нейтронов в активной зоне при расчете условий облучения образцов-свидетелей в R-Z геометрии рассчитывалось по данным о распределении приращения выгорания по высоте периферийных топливных кассет, расположенных напротив канала образцов-свидетелей.

 Аксиальное распределение интенсивности источника нейтронов в активной зоне при расчете условий облучения корпуса реактора в R-Z геометрии рассчитывалось по данным о распределении приращения выгорания по высоте всех периферийных топливных кассет сектора 60-градусной симметрии.

Для проведения расчетов нейтронных полей на ОС предложено два подхода к моделированию геометрии гирлянды:

– приближение «непрерывного» контейнера, в котором гирлянда с образцами описывается одним контейнером соответствующей длины и зазоры между контейнерами не учитываются;

– приближение c «дискретными» контейнерами, в котором учитывается точное расположение контейнеров и разрывы между ними.

  Четвертая глава посвящена экспериментальному обоснованию методики расчёта нейтронного поля в каналах образцов-свидетелей.

В разделе 4.1 приводится описание эксперимента по облучению двух метрологических гирлянд в каналах ОС реактора 3-го блока Кольской АЭС и измерению удельной активности НАД выполнявшихся в рамках международного метрологического проекта COBRA. Анализ полученных экспериментальных результатов показывает, что, несмотря на одинаковую конструкцию каналов ОС и экспериментальных гирлянд и симметричную загрузку активной зоны реактора, усредненные по контейнерам значения скоростей реакций НАД для идентичных контейнеров двух гирлянд имеют систематическое различие, составляющее в среднем 6-7%. Полученный результат свидетельствует о том, что каналы, предназначенные для образцов-свидетелей, по своим нейтронным характеристикам не являются полностью идентичными.

Проводится сравнение экспериментальных результатов с расчетом. Показано, что совокупно по обеим гирляндам, при расчете с «непрерывным» контейнером, диапазоны С/Е составляют (0,96-1,10) для скорости реакции 54Fe(n,p)54Mn, (0,96-1,08) для скорости реакции 58Ni(n,p)58Co, (0,85-1,00) для скорости реакции Ti(n,x)46Sc и (1,02-1,17) для скорости реакции 93Nb(n,n’)93mNb при средних значениях С/Е 1,03, 1,03, 0,92 и 1,10 соответственно.

Результаты расчетов по схеме с «дискретным» контейнером хорошо согласуются с расчетами по схеме с «непрерывным» контейнером, при этом находятся несколько ближе к эксперименту. Совокупно по обеим гирляндам среднее значение С/Е для скоростей реакций 54Fe(n,p)54Mn и 58Ni(n,p)58Co равно 1,00, для скорости реакции Ti(n,x)46Sc -0,91, для скорости реакции 93Nb(n,n’)93mNb -1,00. Сравнение экспериментальных и расчетных скоростей реакций приведено в таблицах 1 и 2.

Таблица 1. Сравнение расчета выполненного в приближении «непрерывного» контейнера с экспериментом.

Гирлянда

Контейнер

С/Е

54Fe(n,p)

58Ni(n,p)

93Nb(n,n’)93mNb

Ti(n,x)46Sc

1

2

1,01

0,96

1,08

0,85

3

0,96

0,98

1,02

0,87

8

1,01

1,02

1,06

0,90

10

1,02

1,02

1,11

0,91

среднее

1,00

1,00

1,07

0,88

2

2

1,08

1,04

1,14

0,90

3

1,03

1,08

1,12

0,96

8

1,03

1,06

1,11

0,96

10

1,10

1,08

1,17

1,00

среднее

1,06

1,06

1,13

0,96

Использование расширенных наборов НАД позволяет оценить распределение отношений скоростей реакций в местах расположения контейнеров с НАД, которые коррелируют с соответствующими спектральными индексами. Важность корректной оценки спектральных индексов и, в первую очередь, величины SI0.5/3.0, определяется тем, что они используются для перехода от флюенсов, определенных по соответствующим реакциям, к флюенсу нейтронов с E>0,5 МэВ. В таблице 3 приведены расчетные и экспериментальные отношения скорости реакции 93Nb(n,n’)93mNb к скоростям реакций 54Fe(n,p)54Mn, 58Ni(n,p)58Co, Ti(n,x)46Sc.

Таблица 2. Сравнение расчета выполненного в приближении дискретного контейнера с экспериментом.

Гирлянда

Контейнер

С/Е

54Fe(n,p)

58Ni(n,p)

93Nb(n,n’)93mNb

Ti(n,x)46Sc

1

2

0,98

0,93

0,99

0,84

3

0,94

0,95

0,93

0,86

8

0,98

0,99

0,96

0,89

10

1,00

0,99

1,00

0,91

среднее

0,97

0,97

0,97

0,87

2

2

1,05

1,00

1,04

0,90

3

1,01

1,04

1,01

0,95

8

1,00

1,02

1,03

0,95

10

1,07

1,05

1,05

0,99

среднее

1,03

1,03

1,03

0,95

Таблица 3. Усредненные по гирляндам отношения расчетных и экспериментальных скоростей реакций

эксперимент

расчет «непрерывный» контейнер

расчет «дискретный» контейнер

Г1

Г2

RRFe/RRNb

2,83

2,81

3,02

2,81

RRNi/RRNb

2,02

2,07

2,16

2,03

RRTi/RRNb

20,3

20,3

24,4

22,5

  На рисунке 2 представлено сравнение отношения скоростей реакций 93Nb(n,n’)93mNb и 54Fe(n,p)54Mn, полученных в рамках международного сличительного метрологического проекта COBRA, с результатами расчета в приближении «дискретных» контейнеров и приведенными в литературных источниках данными экспериментов, выполненных на АЭС Пакш и АЭС Дукованы. Результаты расчета хорошо сходятся с экспериментальными данными проекта COBRA и измерениями на АЭС Пакш, при этом наблюдается систематическое расхождение с результатами эксперимента на АЭС Дукованы, составляющее ~ 13%.

Рисунок 2. Сравнение величин RRNb/RRFe, полученных в рамках проекта COBRA, экспериментах выполненных на АЭС Пакш и АЭС Дукованы с результатами расчета в приближении «дискретных» контейнеров.

В разделе 4.2 приводится описание эксперимента и сравнение полученных результатов с расчетами в каналах ОС реактора с кассетами-экранами.

Для оценки условий облучения в каналах ОС ВВЭР-440, эксплуатирующихся с кассетами экранами на периферии активной зоны, и валидации расчетных моделей в настоящей работе рассматриваются результаты нейтронно-дозиметрических исследований экспериментальной гирлянды с образцами облучавшейся в реакторе 1-го блока Ровенской АЭС (с кассетами-экранами) в течение одного топливного цикла в рамках международного проекта PRIMAVERA. В состав гирлянды входило 6 контейнеров с образцами. В трех контейнерах гирлянды были установлены наборы НАД, содержащие детекторы Fe, Nb.

В рамках экспериментальных исследований были выполнены измерения удельной активности 54Mn в области надреза каждого образца и результаты измерения активности НАД.


На главную