Главная
страница 1страница 2


На правах рукописи
Кочкин Вячеслав Николаевич


Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов

для образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440

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


Автореферат

Диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук


Москва, 2011

Работа выполнена в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт».

Научный руководитель доктор технических наук, профессор,

Штромбах Ярослав Игоревич
Официальные оппоненты: доктор физико-математических наук,

профессор,

Петров Эрнст Ефимович
доктор технических наук,

Рязанов Дмитрий Константинович


Ведущая организация: ОАО ОКБ «Гидропресс»


Защита состоится «____» ____________ 2011г.

в ____ часов на заседании диссертационного совета Д520.009.06 в Национальном исследовательском центре «Курчатовский институт»

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке НИЦ «Курчатовский институт»

Автореферат разослан «____» _____________ 2011г.


Учёный секретарь

диссертационного совета

д.т.н., профессор Мадеев В.Г.


ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

Актуальность проблемы

Задача обеспечения надежной работы корпусов ядерных реакторов является одной из важнейших в комплексе вопросов безопасности АЭС. В процессе эксплуатации происходит изменение прочностных свойств материала корпуса реактора (КР) вследствие облучения потоками быстрых нейтронов, приводящее к его радиационному охрупчиванию, что повышает вероятность хрупкого разрушения КР при аварийном расхолаживании и, тем самым, ограничивает его ресурс. Осуществление контроля за состоянием металла КР в течение всего назначенного срока службы осуществляется с помощью программы образцов-свидетелей (ОС).

На текущий момент проектный срок службы реакторов ВВЭР-440, эксплуатирующихся в России и на Украине, подходит к концу и требуется выполнение работ по обоснованию безопасной эксплуатации КР ВВЭР-440 с учетом продления срока службы. Обоснование безопасной эксплуатации выполняется на основе моделей радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440, которые, в свою очередь, опираются на результаты исследований ОС.

Для корректного построения модели радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440 необходимо, чтобы результаты исследования ОС представляли собой согласованный массив данных, т.е. были получены с использованием одних и тех же методических подходов. Однако, недостатки, а также изменения, которые с течением времени претерпевала процедура определения флюенса нейтронов на ОС реакторов ВВЭР-440, не позволяют рассматривать результаты их испытаний как согласованный массив данных. Для создания корректной базы данных результатов исследования ОС корпусов реакторов ВВЭР-440 требуется разработать единый расчетно-экспериментальный подход и выполнить переоценку флюенса нейтронов на уже выгруженных и исследованных комплектах.

Кроме того, необходимо отметить отсутствие надежных расчетно-экспериментальных оценок условий облучения ОС в каналах реакторов ВВЭР-440. Получение таких данных требуется для разработки и подготовки новых программ ОС, планирования и реализации исследовательских программ по облучению конструкционных материалов в каналах ВВЭР-440, а также для учета различия условий облучения образцов и внутренней поверхности корпуса реактора при нахождении соответствия между результатами испытаний образцов и состоянием корпуса реактора.

Цель работы

Целью работы является разработка и внедрение процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ВВЭР-440, выполнение расчетно-экспериментального анализа условий облучения образцов-свидетелей КР ВВЭР-440.

Для достижения поставленной цели были поставлены следующие задачи:


  1. Разработка расчетно-экспериментальной методики определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440, учитывающей особенности штатной программы ОС и позволяющей определение флюенса нейтронов на образцах после длительного облучения.

  2. Адаптация программного комплекса (DOT3.5+ANISN+BUGLE96) для расчетов переноса нейтронов в канале ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и кассетами-экранами (КЭ), разработка уточненных расчетных моделей с подробным описанием геометрии и материалов облучательного канала и контейнеров с ОС.

  3. Получение экспериментальных данных для подтверждения корректности разработанных расчетных моделей и оценки характеристик нейтронного поля в каналах ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ;

  4. Проверка и обоснование разработанных моделей для расчета параметров нейтронного поля в каналах ОС ВВЭР-440 с КЭ и полной активной зоной на результатах выполненных экспериментальных исследований.

  5. Тестирование разработанной методики определения флюенса быстрых нейтронов на примере штатных комплектов ОС КР с полной активной зоной и КЭ.

  6. Проведение сравнительного расчетно-экспериментального анализа условий облучения ОС в каналах реакторов ВВЭР-440/213 с полной активной зоной и с КЭ.

  7. Сравнение условий облучения ОС и КР ВВЭР-440/213, оценка распределения коэффициентов опережения облучения ОС по отношению к КР по гирляндам с ОС в реакторах с полной активной зоной и КЭ.

Научная новизна и практическая значимость работы

1. Разработана расчетно-экспериментальная методика определения флюенса быстрых нейтронов на образцах-свидетелях КР ВВЭР-440/213, учитывающая историю облучения образцов, влияние схемы загрузки активной зоны реактора и зависимость спектральных характеристик поля нейтронов от положения образцов. Предложенные расчетно-экспериментальные подходы использованы не только для ОС ВВЭР-440, но и для разработки и внедрения методики определения флюенса быстрых нейтронов на образцах-свидетелях реакторов ВВЭР-1000 и разработки процедуры определения флюенса нейтронов на образцах, облучающихся в исследовательском реакторе ИР-8.

2. Выполненные оценки величины спектрального индекса SI0.5/3.0 в каналах ОС реакторов с полной активной зоной и КЭ показали неравномерность распределения SI0.5/3.0 по высоте канала, что обусловлено влиянием граненых поясов, фиксирующих выгородку реактора.

3. Показаны значимые различия спектральных характеристик в каналах ОС реакторов ВВЭР-440 с полной активной зоной и КЭ.

4. Выполнены расчетно-экспериментальные оценки распределения коэффициентов опережения (КО), по высоте гирлянд с ОС в реакторах с полной активной зоной и КЭ.

5. Результаты расчетно-экспериментальных оценок условий облучения образцов-свидетелей в каналах реакторов ВВЭР-440/213 применены при разработке новых программ образцов-свидетелей ВВЭР-440, при планировании и подготовке программ по облучению исследовательских образцов в каналах ВВЭР-440/213, а также для учета различия условий облучения образцов-свидетелей и внутренней поверхности КР при нахождении соответствия между результатами испытаний образцов-свидетелей и состоянием корпуса реактора.

6. Разработанная методика определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440 применена для переоценки флюенса быстрых нейтронов на всех образцах-свидетелях, а также образцах исследовательских программ облучавшихся в Российских и Украинских АЭС с ВВЭР-440. На основе полученных результатов сформирована представительная база данных для построения моделей радиационного охрупчивания материалов корпусов реакторов ВВЭР-440, необходимых при обосновании продления срока службы КР.

7. С помощью разработанной расчетно-экспериментальной методики определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440 выполнены работы по обоснованию эксплуатации в период продления срока службы до 45 лет КР ВВЭР-440 1-го поколения (1,2 блоков Кольской АЭС и 3,4 блоков Нововоронежской АЭС).

8. Разработанная методика использовалась при обосновании срока службы КР 1-го и 2-го блоков Ровенской АЭС на проектный срок и с учетом их продления на 20 лет.
Основные положения выносимые на защиту


  1. Расчетно-экспериментальная методика определения флюенса быстрых нейтронов на ОС КР ВВЭР-440/213.

  2. Результаты сравнительного анализа условий облучения ОС в реакторах с полной активной зоной и кассетами-экранами.

  3. Результаты сравнения условий облучения ОС и корпусов реакторов ВВЭР-440/213.


Личный вклад автора заключается в выполнении основного объема расчетных и экспериментальных исследований, изложенных в диссертационной работе, включающих: разработку методики определения флюенса быстрых нейтронов для ОС КР ВВЭР-440; подготовку расчетных схем для расчета параметров нейтронных полей на ОС и КР ВВЭР-440; проведение нейтронных расчетов; выполнение измерений удельной активности проб металла и нейтронно-активационных детекторов; анализ полученных расчетных и экспериментальных результатов.
Объем и структура работы

Диссертация состоит из введения, шести глав, заключения и списка литературы из 127 наименований, содержит 120 страниц, 37 рисунков и 11 таблиц и одного приложения.


Апробация работы

Основные положения работы докладывались и обсуждались на 13-ом Международном Симпозиуме по реакторной дозиметрии (Экерслот, Нидерланды, 2008), На 2-м международном симпозиуме МАГАТЭ по управлению ресурсом АЭС в 2007 г. (Шанхай, Китай, 2007).


Публикации

По материалам диссертационной работы опубликовано 7 работ, перечень которых приведен в конце автореферата.


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

В первой главе рассмотрено современное состояние проблемы определения флюенса быстрых нейтронов на ОС.

В начале раздела рассматриваются особенности конструкции реакторной установки (РУ) ВВЭР-440. Проведен анализ программы ОС реакторов ВВЭР-440, выделены основные недостатки штатного нейтронно-дозиметрического сопровождения ОС. Показано, что применение только штатных нейтронно-активационных детекторов (НАД) не позволяет определить флюенс нейтронов на каждом образце.

Представлен обзор основных расчетных и экспериментальных подходов используемых при определении флюенса нейтронов на ОС. Рассмотрено применение метода нейтронно-активационного анализа для решения задач внутриреакторной дозиметрии. Приведены наиболее распространенные методы измерения удельных активностей нейтронно-активационных детекторов. Также в разделе рассматриваются основные методы расчета транспорта нейтронов для оценки нейтронных полей в реакторах ВВЭР и наиболее распространенные программные пакеты, применяемые для этих целей.

Проведен анализ нейтронно-дозиметрических исследований ОС КР ВВЭР-440, выполнявшихся в России и за рубежом. Показаны основные достоинства и недостатки процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440, применявшейся при исследовании ОС Российских и Украинских АЭС. Показано, что недостатки, а также изменения, которые с течением времени претерпевала процедура определения флюенса нейтронов на ОС реакторов ВВЭР-440, не позволяют рассматривать результаты испытаний ОС как согласованный массив данных.

Процедуры определения флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440, используемые в других странах опираются на использование расширенных наборов НАД, которыми были оснащены ОС при проведении модернизации штатных программ ОС и результаты расширенных дозиметрических экспериментов, выполненных в каналах ОС ВВЭР-440.

Программа ОС Российских и Украинских реакторов ВВЭР-440 подобной модернизации не подвергалась, и расширенных экспериментальных исследований параметров нейтронных полей в каналах ОС ВВЭР-440 также не выполнялось, при этом в литературе результаты исследований, проведенных за рубежом, представлены в недостаточно полном для использования объеме и зачастую расходятся друг с другом.

Обоснование безопасной эксплуатации КР выполняется на основе моделей радиационного охрупчивания материалов КР ВВЭР-440, которые, в свою очередь, опираются на результаты исследований ОС. Это приводит к необходимости проведения расширенных расчетно-экспериментальных исследований условий облучения ОС КР ВВЭР-440, разработки единого расчетно-экспериментального подхода к определению флюенса нейтронов, который должен учитывать особенности штатной программы ОС и имеющиеся экспериментальные данные по исследованию выгруженных ранее образцов, а также к необходимости выполнения переоценки флюенса нейтронов на всех выгруженных и исследованных комплектах ОС ВВЭР-440 и исследовательских программ.

Вторая глава посвящена разработке методики переоценки флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440.

Основные требования к методике определения флюенса нейтронов на ОС ВВЭР-440 сформулированы следующим образом:

- Методика должна учитывать особенности нейтронно-дозиметрического сопровождения штатной программы ОС в т.ч. то, что основным источником экспериментальных данных являются результаты измерения удельной активности 54Mn в материале образцов;

- При определении флюенса нейтронов должна учитываться сложная история облучения образцов, в т.ч. изменение схемы загрузки активной зоны реактора в процессе облучения; возможное перемещение гирлянд с образцами в другой реактор; изменение спектра нейтронов в процессе облучения; изменение геометрии гирлянд с образцами в процессе облучения.

Требования, связанные с возможным изменением геометрии гирлянды при облучении и перестановкой образцов в каналы другого реактора, относятся в первую очередь к исследовательским программам.

В соответствии со сформулированными требованиями была разработана процедура, в основе которой лежат результаты измерения активности 54Mn каждого ОС и результаты нейтронного расчета, проводимого индивидуально для каждой кампании, в течение которой облучались исследуемые образцы.

Расчетное значение плотности потока нейтронов с энергией E>3,0 МэВ, усредненное по топливным циклам, в течение которых проводилось облучение, для каждого образца, облучавшегося в канале ОС, может быть получено по формуле:

(1)

где:


hi – аксиальная координата ОС в канале, в котором образец облучался в течение i-го топливного цикла;

– расчетное значение плотности потока нейтронов, воздействовавших на образец в течение i-го топливного цикла, см-2с-1;

– продолжительность i-ого топливного цикла, эфф. суток.

Тогда относительная плотность потока нейтронов (hi), нормированная на , для каждого топливного цикла i, в течение которого облучался образец, находится по соотношению:



(2)

Расчетно-экспериментальное значение плотности потока нейтронов с энергией E>3,0 МэВ, усредненное по всему периоду облучения образца, рассчитывается по формуле



(3)

где:


– измеренная удельная активность изотопа 54Mn в образце на момент конца облучения, Бк/ядро;

σ>3.0 – интегральное сечение реакции 54Fe(n,p)54Mn;

Ki – фактор, учитывающий историю облучения в топливном цикле i:

(4)

Pk тепловая мощность реактора в интервале времени k топливного цикла i;

Δtk длительность интервала времени k топливного цикла i;



tkокончание интервала времени k топливного цикла i;

teoiокончание облучения;

λ – постоянная распада изотопа 54Mn;

Расчетно-экспериментальные значения плотности потока нейтронов с энергией E>3.0 МэВ, воздействовавших в i –том топливном цикле на образец, можно теперь получить в виде:



. (5)

Таким образом, значение флюенса нейтронов с энергией E>0,5 MeV Φ>0.5 для образцов, облучавшихся в течение M топливных циклов, равно



(6)

где SI0,5/3.0(hi )- спектральный индекс в канале ОС в положении h в топливном цикле i.

Значение спектрального индекса SI0.5/3.0, используемое в процедуре переоценки флюенса, является расчетным, и при его получении необходим подробный учет геометрии внутрикорпусных устройств реактора, канала ОС и контейнеров с образцами.

Таким образом, можно выделить следующие основные этапы процедуры переоценки флюенса на ОС реактора ВВЭР-440:

1) Измерение относительной активности изотопа 54Mn в области надреза каждого образца. Отбор проб металла от нескольких образцов, измерение их активности и определение абсолютных значений активности 54Mn – в образцах.

2) Проведение нейтронных расчетов для каждого топливного цикла, в течение которого облучались образцы. В результате расчета для каждого контейнера с образцами, в зависимости от его положения в канале, получаются значения величин, , .

3) Определение расчетно-экспериментальных значений плотностей потока и флюенса нейтронов, воздействовавших на каждый образец, по соотношениям (1-6).

Очевидно, что приведенные выше рассуждения могут быть применены для определения флюенса нейтронов на ОС, облучавшихся в каналах ВВЭР 440, не только по активности 54Mn, но и по другим дозиметрическим реакциям на быстрых нейтронах, в зависимости от имеющихся экспериментальных данных. При этом одной из задач, необходимых для внедрения предложенного подхода при определении флюенса быстрых нейтронов на ОС ВВЭР-440, является корректный расчет параметров нейтронного поля в каналах ОС.



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.

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.

Нейтронные расчеты выполнялись двумя различными способами – в приближении «непрерывного» контейнера и с «дискретными» контейнерами. Распределение расчетных и экспериментальных скоростей реакции 54Fe(n,p)54Mn в образцах по высоте гирлянды показаны на рисунке 3. Диапазон С/Е при расчете с «непрерывным» контейнером составляет (1,00-1,08), а при расчете с «дискретным» контейнером -(0,98-1,06). Средние по всем контейнерам гирлянды значения С/E составляют 1,04 и 1,02 соответственно. Таким образом, как расчет с «непрерывным» контейнером, так и расчет в приближении «дискретных» контейнеров, хорошо согласуются с экспериментальными данными по активности 54Mn, и расхождение расчета с экспериментом в обоих случаях не превышает 10%.


Рисунок 3. Распределение усредненных по контейнеру расчетных и экспериментальных скоростей реакции 54Fe(n,p) по высоте гирлянды.


В таблице 2 приведены расчетные и экспериментальные отношения скоростей реакций 93Nb(n,n’)93mNb и 54Fe(n,p)54Mn. Отношение скоростей реакций, полученных в расчете с «непрерывным» контейнером, на ~6% выше аналогичной величины, полученной в расчете с «дискретными» контейнерами, что соответствует результатам, полученным при анализе эксперимента COBRA. При этом экспериментальные данные находятся между двумя расчетами и отклонение обоих расчетов от эксперимента примерно одинаково. Однако расчеты с «дискретным» контейнером дают более консервативный результат с точки зрения исследования ОС, что делает их применение в дозиметрии ОС ВВЭР-440 более целесообразным.
Таблица 2 Расчетные и экспериментальные отношения скоростей реакций 93Nb(n,n’)93mNb и 54Fe(n,p)54Mn.

контейнер

Экспе-римент

1

**С2

С1/С2

RRNb/RRFe

RRNb/RRFe

С1/E

RRNb/RRFe

C2/E

1

3,08

3,28

1,06

3,08

1,00

1,06

2

3,24

3,30

1,02

3,12

0,96

1,06

3




3,41




3,22




1,06

4




3,40




3,21




1,06

5




3,30




3,11




1,06

6

3,23

3,28

1,02

3,08

0,95

1,06

среднее







1,03




0,97

1,06

*C1 – расчет с «непрерывным» контейнером.

**С2 – расчет с «дискретными» контейнерами.


В главе 5 проводится сравнительный анализ условий облучения образцов-свидетелей в каналах ВВЭР-440 с полной активной зоной и кассетами-экранами на примере исследования штатных комплектов ОС после длительного облучения.

В рамках экспериментальной части исследований, описанной в разделе 5.1, проведено измерение удельной активности 54Mn в области надреза каждого образца. Анализ полученных распределений показал, что установка кассет-экранов практически не влияет на форму аксиального распределения поля быстрых нейтронов в каналах образцов-свидетелей.

Расчет нейтронных полей выполнялся в приближении «дискретных» контейнеров. В разделе 5.2 проводится сравнение полученных в результате расчета активностей 54Mn в материале образцов с экспериментом. Полученные результаты приведены на рисунке 4.

Для образцов-свидетелей, облучавшихся в реакторе с кассетами-экранами, среднее значение отношения расчета к эксперименту составляет 1,05. При этом для контейнеров №№3-20, расположенных в пределах активной зоны реактора, величина C/E не превышает значения 1,10, а для 1 го и 2-го контейнеров, облучавшихся выше границы активной зоны, различие между расчетом и экспериментом увеличивается и достигает 1,36 и 1,14 соответственно.

Для образцов свидетелей, облучавшихся в реакторе с полной активной зоной, среднее значение отношения расчета к эксперименту составляет 0,99. Для контейнеров №№2-20 величина C/E находится в диапазоне 0,94-1,06, а для самого верхнего контейнера гирлянды отношение расчета к эксперименту составляет 0,74.

В целом необходимо отметить весьма удовлетворительное соответствие расчета экспериментальным результатам, однако в обоих случаях для верхних контейнеров, облучающихся выше границы активной зоны, расхождение расчета и эксперимента достаточно велико.

Полученный эффект может объясняться тем, что метод «синтеза», используемый в расчете, дает недостаточно корректные результаты для образцов, облучающихся за границами активной зоны реактора (в т.ч. из-за невозможности корректно описать геометрию и материалы над активной зоной), а также погрешностями расчета источника в верхних частях периферийных топливных кассет.


●- эксперимент

□- расчет

Рисунок 4. Сравнение расчетных и экспериментальных активностей 54Mn в образцах свидетелях облучавшихся в реакторе с кассетами-экранами (слева) и в реакторе с полной активной зоной (справа).




следующая страница >>
Смотрите также:
Расчетно-экспериментальный анализ условий облучения и разработка процедуры определения флюенса быстрых нейтронов для образцов-свидетелей корпусов реакторов ввэр-440 05. 14
367.33kb.
2 стр.
Фазовые превращения в материалах образцов-свидетелей в процессе длительных температурных выдержек при рабочих температурах корпусов реакторов ввэр-1000
99.93kb.
1 стр.
В оглавление ведение 6 Глава I. Систематизация разработок, сделанных в РФ 9
429.57kb.
6 стр.
Оценка индивидуальных эффективных доз облучения населения за счет природных источников ионизирующего излучения Методические указания му 6 1088—02
319.61kb.
1 стр.
Кодекс республики казахстан (с изменениями и дополнениями по состоянию на 18. 01. 2012 г.)
6807.41kb.
26 стр.
Техническое задание на выполнение работ по теме: «Разработка методики определения коэффициента текущей газонасыщенности »
111.17kb.
1 стр.
Продление срока эксплуатации реакторных установок аэс, выработавших
306.48kb.
1 стр.
3. Анализ методической работы
401.49kb.
2 стр.
4. ядра и атомы. Образование ядер и атомов
47.03kb.
1 стр.
Разработка и совершенствование процедуры подготовки пробы для анализа хромосомных перестроек при лейкозах
26.24kb.
1 стр.
1 Описание и работа установки 9 1 Назначение 9
659.18kb.
7 стр.
Формы для изготовления контрольных образцов бетона
267.2kb.
1 стр.