Эффективные расчетные модели нейтронно-физических характеристик высокотемпературных ядерных реакторов, верифицированные на экспериментах стенда АСТРА тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Кругликов Антон Евгеньевич

• Кругликов Антон Евгеньевич
• кандидат наук
• 2023

Оглавление диссертации кандидат наук Кругликов Антон Евгеньевич

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

Введение

Глава 1. Литературный обзор

1.1 Перспективные проекты ядерных реакторов

1.2 Опыт использования реакторов ВТГР

1.2.1 Газовые реакторы с использованием CO2 в качестве теплоносителя

1.2.2 Первые реакторы с графитовым замедлителем и гелиевым теплоносителем

1.2.3 Опыт эксплуатации США и Германии

1.2.4 Топливо высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

1.2.5 Дальнейшее развитие реакторов ВТГР

1.3 Экспериментальная база реакторов типа ВТГР

1.4 Критический стенд АСТРА

1.5 Нейтронно-физические расчеты

1.6 Заключение к главе

Глава 2. Расчетный анализ стационарных экспериментов по моделированию модульного высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с кольцевой активной зоной на критическом стенде АСТРА

2.1 Распределение энерговыделения

2.2 Расчетный анализ экспериментов по определению пространственных распределений скоростей реакций деления на критическом стенде АСТРА

2.3 Результаты расчетов Иэф

2.4 Методика расчета распределений скоростей реакций деления с помощью программы MCU HTR

2.5 Методика расчета распределений скоростей реакций деления с помощью программ SHIPR и JAR

2.6 Результаты расчетов

2.7 Определение характеристик органов регулирования

2.8 Эксперименты по определению физических характеристик органов регулирования на критическом стенде АСТРА

2.9 Заключение к главе

Глава 3. Расчетный анализ нестационарных экспериментов по определению кинетических параметров методом Симмонса-Кинга

3.1 Необходимость проведения нестационарных расчетов

3.2 Эксперименты на критическом стенде АСТРА по определению кинетических параметров методом Симмонса-Кинга

3.3 Расчетный анализ экспериментов

3.4 Заключение к главе

Глава 4. Кросс-верификация программ MCU-HTR и Serpent применительно к системам ВТГР

4.1 Сравнение моделей учета топливных частиц и моделей термализации

4.2 Сравнение расчетов с разными библиотеками констант

4.2.1 Учет содержания примесей в графите

4.2.2 Моделирование экспоненциальных опытов

4.2.3 Использование различных библиотек ядерных данных в расчетах стенда АСТРА

4.3 Заключение к главе

Глава 5. Методика подготовки констант с использованием программ на основе метода Монте-Карло

5.1 Подготовка макроконстант

5.2 Методы расчета макроконстант в программах MCU и Serpent

5.3 Подготовка макроконстант для расчетов критического стенда АСТРА

5.4 Сравнение коэффициентов диффузии, рассчитанных с помощью разных программ

5.5 Подготовка констант для органов регулирования

5.6 Заключение к главе

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

БЛАГОДАРНОСТИ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ

а.з. АЗ

АСУ ТП

АЭС

БО

ВКВ

ВО

ВПС

ВТГР

ВТГР-М

ВТО

КО

КПД

Кэф

МАГАТЭ

НИЦ КИ

НПС

НТО

ПНЖБ

ППЭ

РБМК

РР

СУЗ

ТВС

ЯЭУ

CMM GIF-IV

Активная зона Аварийная защита

Автоматизированная система управления технологическим процессом

Атомная электростанция

Боковой отражатель

Верхний конечный выключатель

Внутренний отражатель

Метод вероятностей первых столкновений

Высокотемпературный газоохлаждаемый

реактор

Модульный высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

Верхний торцевой отражатель Компенсирующий орган Коэффициент полезного действия

Эффективный коэффициент размножения нейтронов

Международное агентство по мирному использованию атомной энергии

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт»

Неизвлекаемый поглощающий стержень

Нижний торцевой отражатель

Предварительно напряжённый железобетон

Профилирующий поглощающий элемент

Реактор большой мощности канальный

Орган ручного регулирования

Система управления и защиты

Тепловыделяющая сборка

Ядерная энергетическая установка

Cumulative migration method

Метод кумулятивной миграции

Generation IV International forum

Международный форум по реакторам поколения IV

INPRO

ppm

PRIS

Международный проект по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам

Particles per million

Одна миллионная часть

Power Reactor Information System

База данных о энергетических реакторах

Введение

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Эффективные расчетные модели нейтронно-физических характеристик высокотемпературных ядерных реакторов, верифицированные на экспериментах стенда АСТРА»

Актуальность работы

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) на основе микротоплива является одним из перспективных типов ЯЭУ, входящих в Поколение IV. В настоящее время в мире рядом странам с высоким уровнем развития ядерной энергетики ведутся разработки ВТГР малой и средней мощности модульного типа с двумя различными конструкциями активной зоны: с использованием шаровых топливных элементов и с призматическими ТВС. Реакторы такого типа обладают принципиальными преимуществами по безопасности, связанными с отсутствием плавления активной зоны при авариях с потерей теплоносителя. Кроме того, высокая температура теплоносителя на выходе из активной зоны в реакторах данного типа позволяет достигать высокого значения КПД, что в свою очередь позволяет более эффективно использовать энергоресурсы и снижать тепловое воздействие электроэнергетики на окружающую среду. Помимо высокого значения КПД, высокие температуры теплоносителя в реакторах ВТГР позволяют эффективно использовать тепло, вырабатываемое реакторами, в технологических процессах, таких как получение водорода, металлургия, нефтепереработка, опреснение морской воды и др., расширяя при этом сферы применения атомной энергетики.

Высокотемпературные реакторы обладают рядом конструктивных особенностей, влияющих на их нейтронно-физические характеристики:

- топливо в виде частиц с многослойным покрытием, размещенных в графитовой матрице твэлов (двойная гетерогенность размещения топлива в активной зоне);

- большое отношение высоты активной зоны к ее диаметру (H/D = 1,5 -3 м), приводящее к чувствительности высотного энергораспределения к положению регулирующих стержней;

- кольцевая активная зона, характеризующаяся высокой радиальной неравномерностью энергораспределения и др.

Перечисленные особенности определяют требования и специфику инженерных и прецизионных программ нейтронно-физического расчета ВТГР. Поэтому, в соответствии с требованиями национальных надзорных органов безопасности, необходима тщательная верификация нейтронно-физических программ, используемых для расчета перспективных ВТГР, и доказательство применимости данных программ для моделирования реального объекта.

Большая часть описанных на данный момент экспериментов и тестов, используемых для верификации и валидации программ нейтронно-физического расчета ВТГР, - это описание критического состояния, которое используется для оценки погрешности расчета коэффициента размножения нейтронов, для анализа неопределенностей входных данных нейтронно-физических расчетов, а также как исходное состояние реактора при сопряженных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетах. Наблюдается существенная нехватка экспериментальной информации по пространственным распределениям скоростей реакций по объему реактора, а также экспериментально полученным характеристикам органов регулирования. Экспериментальная информация о кинетических параметрах реакторов данного типа практически отсутствует или представлена без описания эксперимента.

Поэтому особенного внимания заслуживают три серии экспериментов, выполненных на критическом стенде АСТРА в обоснование нейтронно-физических характеристик проекта модульного высокотемпературного реактора с кольцевой активной зоной.

Эти экспериментальные исследования охватывают более широкий круг вопросов, а именно:

- исследование критических параметров различных конфигураций сборки;

- определение эффективности поглощающих стержней и их взаимного влияния;

- измерение калибровочных характеристик одиночных поглощающих стержней;

- измерение пространственного распределения скоростей реакций деления по сборке;

- определение кинетических параметров сборки.

Таким образом, расчетный анализ экспериментов, выполненных на критическом стенде АСТРА в обоснование нейтронно-физических характеристик перспективного ВТГР с кольцевой активной зоной, с использованием современных средств и методов с сопутствующей разработкой необходимых методик, учитывающих особенности данных реакторов и повышающих точность их нейтронно-физических расчетов является актуальной задачей.

Целью диссертационного исследования является разработка и верификация эффективных расчетных моделей нейтронно-физических характеристик высокотемпературных ядерных реакторов с насыпной активной зоной из шаровых топливных элементов.

Для достижения поставленной цели были решены следующие задачи:

- Обобщены и проанализированы результаты экспериментов, проведенных на критическом стенде АСТРА в обоснование нейтронно-физических характеристик проектов реакторов ВТГР, а также выполненных ранее расчетов.

- Разработаны расчетные модели и проведен расчетный анализ стационарных экспериментов по определению параметров критичности, характеристик органов регулирования и пространственных распределений скоростей реакций деления 235У с помощью интеллектуальной системы SHIPR и с помощью программы MCU-HTR, реализующей метод Монте-Карло.

- Проведен расчетный анализ нестационарных экспериментов по определению кинетических параметров с помощью интеллектуальной системы SШPR.

- Предложена и применена методика подготовки констант для реакторов типа ВТГР с шаровыми твэлами с использованием программ, реализующих метод Монте Карло.

- Проведена кросс-верификация программ MCU-HTR и Serpent на основе упрощенных моделей критического стенда АСТРА.

Научная новизна работы

1. Впервые разработаны модели экспериментальных конфигураций критического стенда АСТРА серий A, B для расчета по прецизионной программе MCU-HTR, проведено расчетное моделирование экспериментов и получено удовлетворительное согласие с результатами экспериментов по определению пространственных распределений скоростей реакций деления и характеристик органов регулирования.

2. Впервые разработаны модели для расчета нестационарных экспериментов на критическом стенде АСТРА по определению кинетических параметров методом Симонса-Кинга, проведено расчетное моделирование этих экспериментов и получено удовлетворительное согласие с результатами измерений.

3. Предложена новая методика подготовки малогрупповых макроконстант для реакторов ВТГР с шаровыми твэлами с помощью программ расчета методом Монте Карло (MCU-HTR и Serpent), использование которой позволило уменьшить расхождение результатов расчета с экспериментальными данными по определению характеристик органов регулирования.

Практическая значимость работы

1. Получены результаты для верификации программы MCU-HTR путем сопоставления с экспериментальными данными с целью последующей аттестации MCU-HTR.

2. Получены результаты для кросс-верификации программ MCU-HTR и Serpent применительно к высокотемпературным газовым реакторам с шаровыми твэлами с целью последующей аттестации MCU-HTR.

3. Полученные результаты расчетного анализа экспериментов на критическом стенде АСТРА использованы для разработки международного бенчмарка по высокотемпературным реакторам.

Достоверность полученных результатов

Достоверность данных, получаемых с помощью разработанных методов, подтверждается как сравнением полученных расчётным путем данных с экспериментальными результатами, так и сравнением результатов расчетов с использованием различных программ.

Основные положения, выносимые на защиту

1. Результаты расчетного анализа с помощью интеллектуальной системы SHIPR и прецизионной программы MCU-HTR экспериментов на критическом стенде АСТРА серий A, B по определению: параметров критичности, пространственных распределений скоростей реакций деления урана-235, характеристик органов регулирования.

2. Результаты расчетного анализа экспериментов по определению кинетических параметров критического стенда АСТРА методом Симонса-Кинга с помощью интеллектуальной системы SHIPR.

3. Методика подготовки констант для реакторов ВТГР с шаровыми твэлами с помощью программ расчета методом Монте Карло на основе выбора моделей и способов гомогенизации для топливных и нетопливных элементов реактора.

4. Результаты кросс-верификации программ MCU-HTR и Serpent на основе упрощенных моделей критического стенда АСТРА.

5. Методика кросс-верификации программ прецизионного расчета с использованием различных библиотек нейтронных данных при моделировании систем ВТГР.

Апробация работы

Основные положения диссертационной работы докладывались и обсуждались на Всероссийских и международных конференциях и школах:

- научно-технические конференции «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики» (Нейтроника - 2018, 2019, 2022);

- Международная конференция по физике реакторов «Волга-2016»;

- Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга-2018»;

- VI Ежегодный Всероссийский молодёжный научный форум OPEN SCIENCE 2019;

- OSCAR5 Workshop, 2019;

- Международная конференция молодых специалистов, ученых и аспирантов по физике ядерных реакторов «Волга-2020»;

- Международная молодежная школа-конференция по ядерной физике и технологиям INPhE-2020.

По материалам диссертационной работы опубликовано одиннадцать статей, девять из которых опубликованы в журналах, входящих в международные базы данных Web of Science и Scopus, две - в рецензируемых журналах, рекомендованных ВАК РФ.

Достоверность и обоснованность полученных научных результатов

Результаты, полученные автором с помощью прецизионной программы MCU-HTR, подтверждены путем сравнения с экспериментальными данными. Результаты расчетов стационарных экспериментов, полученные автором с помощью интеллектуальной системы SHIPR, подтверждены путем сравнения как с прецизионной программой MCU-HTR, так и с экспериментальными данными. Кроме того, часть результатов расчетов подтверждена путем сравнения с исследованиями, ранее проведенными по диффузионной программе JAR-HTGR. Результаты расчетов нестационарных экспериментов по интеллектуальной системе SHIPR подтверждены путем сравнения с экспериментальными данными. Методика подготовки констант с помощью программ, реализующих метод Монте-Карло, подтверждена путем сравнения результатов диффузионных расчетов как с экспериментальными данными, так

и с результатами расчетов с использованием программ, реализующих метод Монте-Карло.

Личный вклад

Все исследования, изложенные в диссертационной работе, проведены лично автором или при его непосредственном участии.

Глава 1. Литературный обзор

1.1 Перспективные проекты ядерных реакторов

Рост численности населения планеты, а также высокий темп экономического роста развивающихся стран обусловливает рост мирового энергопотребления. Помимо роста энергетических потребностей при наращивании объема производства энергии, серьезно стоит вопрос о решении глобальных экологических проблем, связанных с выбросами CO2, вызывающих климатические изменения, а также проблем выбросов окислов серы и азота, загрязняющих окружающую среду. Другой важной проблемой является обеспечение энергией стран, не имеющих доступ к энергоресурсам. Единственной апробированной технологией производства энергии, не приводящей к загрязняющем окружающую среду эмиссиям, доказавшей свою работоспособность для выработки электроэнергии, а также способной независимо от месторасположения, времени суток, погодных и климатических условий стабильно вырабатывать энергию для различных целей, является атомная энергетика.

В настоящее время в мире в соответствии с годовым отчетом МАГАТЭ, а также информационной системой по энергетическим ядерным реакторам PRIS, суммарная установленная электрическая мощность, производимая более чем на 440 ядерных реакторах на атомных электростанциях, составляет порядка 390 МВт [1], что в свою очередь составляет порядка 18% от суммарной вырабатываемой в мире электроэнергии, причем в ряде стран доля ее производства превышает 50% [2]. Тем не менее, в мире растёт понимание необходимости создания инновационных ядерных технологий для широкомасштабного развития энергетики XXI века. Для решения задач в рамках программы устойчивого развития ядерной энергетической системы [3], снижения потребления углеводородных ресурсов, усовершенствования ядерных технологий для производства электроэнергии, а также расширения сфер применения атомной энергетики были созданы две международные программы: Generation IV International Forum (GIF-IV) - международный

форум, созванный по инициативе министерства энергетики США [4, 5] и Международный проект по инновационным реакторам и топливным циклам (INPRO) [6], предложенный Россией в 2001 году. Программа INPRO носит более общий характер и включает в себя изучение потребностей регионов в энергии, стратегию размещения ЯЭУ, исследование топливных циклов и прочее. Содержание программ, связанное с инновационными проектами ядерных реакторов, более конкретно сформулировано в GIF-IV.

На протяжении более чем десяти лет GIF-IV руководил международными совместными усилиями по разработке ядерных энергетических систем поколения IV, которые могут помочь удовлетворить энергетические потребностям в ближайшем будущем. Основатели GIF установили набор высокоуровневых целей, которые, при их достижении, обеспечат актуальность реакторных систем поколения IV на конкурентном энергетическом рынке, а также будут способствовать широкому общественному признанию:

1) ядерные энергетические системы поколения IV должны обеспечивать стабильное производство энергии, которое отвечает экологическим требованиями способствует обеспечению их долгосрочной доступности и эффективного использования топлива с минимизированным производством ядерных отходов и их утилизацией;

2) ядерные энергетические системы поколения IV должны иметь явное преимущество в стоимости жизненного цикла по сравнению с другими источниками энергии. Уровень финансового риска должен находиться на уровне, сопоставимом с другими энергетическими проектами;

3) безопасная и надежная эксплуатация ядерно-энергетических систем поколения IV, обусловленная низкой вероятностью повреждения активной зоны реактора, а также устранением необходимости аварийного реагирования за пределами площадки. Ядерные энергетические системы поколения IV будут иметь очень низкую вероятность и степень повреждения активной зоны

реактора, и они устранят необходимость аварийного реагирования за пределами площадки.

4) энергетические системы поколения IV должны быть непривлекательным и наименее желательным путем для отвлечения или кражи ядерных материалов, пригодных для использования в оружии, и обеспечивать более высокую физическую защиту от террористических актов.

Международные группы экспертов, действующие в рамках программы GIF, выбрали шесть основных направлений развития ядерной энергетики для дальнейших исследований и разработок. К ним относятся:

- реактор на быстрых нейтронах с газовым теплоносителем (GFR);

- реактор на быстрых нейтронах с свинцовым теплоносителем (LFR);

- реактор на расплавленных солях (MSR);

- реактор с водой сверхкритических параметров в качестве теплоносителя (SCWR);

- реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR);

- высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (VHTR).

Каждая из перечисленных концепций ядерно-энергетических систем

направлена на решение определённого круга задач, поставленных перед ядерной энергетикой. Основным преимуществом, определяющим назначение и задачи высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, является высокая температура теплоносителя на выходе из активной зоны, что обусловливает высокий КПД АЭС с ВТГР как в паротурбинном, так и в прямом газотурбинном циклах. Более того, КПД АЭС с ВТГР и газотурбинной установкой прямого цикла может превышать 50 %, в то время как КПД работающих в настоящее время в паротурбинном цикле установок составляет порядка 32-35 %. Высокий КПД позволяет более эффективно использовать энергоресурсы и снижать вредное воздействие электроэнергетики на окружающую среду. Помимо высокого значения КПД высокие температуры теплоносителя в ВТГР позволяют эффективно использовать тепло, вырабатываемое реакторами, в технологических процессах, таких как

получение водорода, металлургия, нефтепереработка, опреснение морской воды и др.[7-13], расширяя при этом сферы применения атомной энергетики.

1.2 Опыт использования реакторов ВТГР

На сегодняшний день накоплен не малый опыт использования технологий ВТГР, который используется для проектирования реакторных систем следующего поколения.

1.2.1 Газовые реакторы с использованием CO2 в качестве теплоносителя

Развитие технологий газоохлаждаемых реакторов началось в начальные годы развития атомной энергетики. Большая часть первых проектов представляли из себя реакторы с графитовым замедлителем, теплоносителем из двуокиси углерода не высокой температуры и топливом из природного урана. Первые АЭС с реакторами типа Магнокс (названы так по названию сплава магния, используемого в качестве оболочки твэлов) были построены в Великобритании и Франции в середине 50-х годов и работали на природном уране. Первый реактор такого типа был пущен на АЭС Колдер Холл в Великобритании в 1956 г. Следующей ступенью развития данного направления стали реакторы AGR - усовершенстваванные высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, в которых в качестве топлива использовался уже диоксид урана низкого обошащения, а в качестве замедлителя и теплоносителя также графит и CO2. В настоящее время, первые АЭС с реакторами Магнокс уже сняты с эксплуатации, в то время как реакторы AGR продолжают работать на нескольких АЭС. Помимо Великобритании и Франции, подобные реакторы работали на АЭС в Японии и Испании [14, 15]. В целом данный тип реактора не в полной мере оправдал возлагавшиеся на них надежды из-за значительно большей коррозии элементов первого контура и активной зоны, чем предполагалось, а также частой разгерметизации твэлов, что приводило к повышению активности теплоносителя [16].

1.2.2 Первые реакторы с графитовым замедлителем и гелиевым теплоносителем

Поскольку путь увеличения рабочих температур газового теплоносителя позволил бы только усилить значительные преимущества реакторов с газовым теплоносителем, дальнейшие работы по усовершенствованию данных реакторов были направлены в этом направлении. Несмотря на то, что использование CO2 как теплоносителя в магноксовых реакторах и AGR продемонстрировало подходящие свойства этого газа для этих реакторов, при дальнейшем увеличении его температуры происходит диссоциация молекул CO2, которая в свою очередь приводит к взаимодействию продуктов диссоциации с графитом, который является главным конструкционным материалом активной зоны. Поэтому наиболее подходящим для использования в качестве теплоносителя высокотемпературного реактора был выбран гелий, предложения по использованию которого появились в начале 1960-х гг. Преимуществами гелия перед другими газами, является его химическая инертность, хорошие ядерно-физические свойства и хорошая теплопроводность.

Повышение выходной температуры теплоносителя, а также перспективы расширения области применения данных реакторов не только для производства электроэнергии, но и для производства технологического тепла, положили основу для разработки высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов ВТГР, работающих на твэлах из диоксида урана, конструкция активной зоны которых была основана на использовании графитового замедлителя, а в качестве теплоносителя использовался гелий.

1.2.3 Опыт эксплуатации США и Германии

С 1950-х годов программа развития HTGR была частью национальной программы энергетических исследований в Германии, где активно велись исследования по данной тематике в государственном научно-исследовательском центре (FZJ) в Юлихе. Параллельно опытно-конструкторские работы по созданию реакторов ВТГР велись в США. Поскольку данные страны активно взаимодействовали друг с другом как на правительственном уровне, так и в рамках промышленных объединений, проекты первых реакторов развивались в аналогичных направлениях [17, 18].

Первыми построенных и пущенных в эксплуатацию ВТГР являются: исследовательский реактор DRAGON мощностью 20 МВт (тепловых) в Великобритании (1966); первый ВТГР энергетического назначения на АЭС Пич Боттом в Пенсельвании США с экспериментальным реактором мощностью 40 МВт(электрических) (1966) и экспериментальный реактор Arbeitsgeminshaft Versuchs reactor (AVR) мощностью 15 МВт(электрических) в ФРГ (1967). Все вышеперечисленные реакторы начали работу в середине 60-х годов, и подтвердили ключевые преимущества реакторов данного типа. Данные реакторы также продемонстрировали важные эксплуатационные качества: надежность, безопасность, высокую готовность, низкое загрязнение первого контура, устойчивость в переходных режимах, а также способность обеспечивать нагрев гелия до 950 градусов в течение заданного периода времени. После выполнения запланированных экспериментальных программ реакторы DRAGON и Пич Боттом - 1 были остановлены с последующим выводом из эксплуатации. Итогом работы реактора DRAGON стал опыт работы реактора с гелиевым теплоносителем, результаты испытаний различных типов микротвэлов и твэлов, создание надежной системы очистки газа и подтверждение предположения о гораздо меньшем радиационном воздействии на персонал реакторов с гелиевым теплоносителем по сравнению с легководными реакторами [20]. Опыт эксплуатации Пич Боттом продемонстрировал несовершенную технологию твэлов, которые начинали

распухать и разрушаться при глубине выгорания 60 МВт сут/кг, что побудило внести в конструкцию реактора и твэлов изменения. В результате коэффициент использования мощности АЭС был доведен до 0,93 [21]. Реактор AVR продолжал эксплуатироваться до 1988 г., в общей сложности проработав свыше 20 лет в качестве испытательного стенда, на котором проводились эксперименты, связанные с исследованиями топлива и моделирование аварийных ситуаций. В частности, поставлен эксперимент, моделирующий выход из строя газодувок с заклиниванием стержней АЗ. За счет малого поперечного размера активной зоны и теплопередачи на стальной корпус в радиальном направлении, а также образованию естественной циркуляции оставшегося в активной зоне гелия, максимальная температура в активной зоне не превысила предела, при котором начинается нарушение герметичности керамических оболочек микротвэлов. А за счет температурного коэффициента реактивности реактор вышел на новый уровень мощности, составляющий 20% от номинального значения. Этот эксперимент показал специфическую особенность ВТГР, заключающуюся в обеспечении пассивного отвода остаточных тепловыделений за счет высокой аккумулирующей способности и доказал наличие внутренне присущей безопасности относительно аварии с ухудшением теплообмена[17, 22, 23].

1.2.4 Топливо высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

Одной из особенностей высокотемпературного реактора являются микротвэлы (покрытые многослойной оболочкой частицы топлива), первоначально разработанные в 1950-х годах для реактора DRAGON в Великобритании в рамках европейского проекта США. Частица топлива имела покрытие в виде слоя высокоплотного пиролитического углерода и пористого буферного слоя и была названа BISO частицей. Такое топливо использовалось в ранних проектах ВТГР. Принципиальным отличием была только форма использовавшихся твэлов. В реакторе AVR такие топливные частицы с многослойным покрытием конструкционно размещались внутри графитовой

матрицы шаровых топливных элементов диаметром 6 см, образующих насыпную активную зону (рисунок 1.1).

Рисунок 1.1 - Активная зона реактора AVR [23] Главным преимуществом такой конструкции является возможность осуществления непрерывной перегрузки топлива, что позволяет снизить оперативный запас реактивности, а также более простая конструкция активной зоны. В реакторах DRAGON и Пич Боттом аналогичные топливные частицы с многослойным покрытием (керны) размещались в стержневых графитовых твэлах. Однако в реакторах большей мощности использование стержневых твэлов невозможно из-за их недостаточной прочности, поэтому для дальнейших проектов были разработаны конструкции прочных шестигранных призм, в которых топливные стержни (компакты), также состоящие из графита, внутри которого диспергированы микротвэлы, устанавливаются в глухие просверленные отверстия (рисунок 1.2).

Рисунок 1.2 - Графитовые TBC для реактора Fort St. Vrain [24]

Преимуществами конструкции с использованием призматических графитовых блоков являются:

- возможность профилирования энерговыделения;

- свободное перемещение органов СУЗ в каналах теплоносителя, в то время как в конструкции с шаровыми твэлами для передвижения органов СУЗ требуются осевые усилия;

- возможность получения более высокой температуры и давления гелия, а также меньшая его утечка, к которой приводят непрерывные перегрузки в реакторах с шаровыми твэлами.

Таким образом, обе конструкции имеют свои преимущества, и все дальнейшие проекты были основаны на использовании либо насыпной активной зоны с шаровыми твэлами, либо активной зоны, состоящей из призматических блоков, в которых размещены топливные элементы цилиндрической или шестигранной формы.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кругликов Антон Евгеньевич, 2023 год

■ д" -

/ \

\

я ■

■ Эксперимент ▲ мси - -БИРЯ

■

тенденция отклонений одинакова и для диффузионного кода SHIPR, и для прецизионного кода MCU-HTR, что позволяет предположить, что в этих местах может иметь место неопределенность измерений, превышающая заявленные экспериментаторами 5 %.

Для конфигурации 7А проведены измерения аксиальных распределений скоростей реакций деления 235U в каналах активной зоны (каналы 6, 21), канале в БО (канал 2) и канале в ВО (канал 14). Также для данной конфигурации были измерено радиальное распределение скоростей реакций деления 235U.

Ввиду реализации в программе SHIPR параллельных вычислений, важное значение имеет кросс-верификация данной программы с программой JAR, решающей многогрупповое уравнение диффузии без параллелизации. Стоит отметить, что применение параллельных вычислений при одинаковых критериях сходимости итерационной схемы позволяют значительно снизить время вычислений, что особенно важно при моделировании нестационарных экспериментов, время расчета которых на одном процессоре может составлять более месяца.

Результаты расчетов скоростей реакций деления по высоте экспериментальных каналов 2, 6, 14 и 21 для конфигурации 7А с помощью программ MCU-HTR, SHIPR и JAR, а также отклонения расчетных от экспериментальных значений приведены в таблицах 2.11 - 2.14, соответственно. Расчетные и экспериментальные распределения в этих каналах представлены на рисунках 2.11 - 2.14, соответственно.

конфигурации 7А

№ измерения Высота, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет мси (Р1), отн.ед. Расчет БИРЯ (Р2), отн.ед. Расчет (Р3), отн.ед. (Р1- Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, % (Р3- Э)/Э, %

1 6 0,924 0,858 0,796 0,815 -7,1 -13,9 -11,8

2 20 1,087 1,009 0,962 0,982 -7,2 -11,5 -9,7

3 70 1,629 1,510 1,472 1,487 -7,3 -9,6 -8,7

4 100 1,810 1,661 1,675 1,687 -8,2 -7,5 -6,8

5 140 1,817 1,809 1,803 1,812 -0,4 -0,8 -0,3

6 180 1,693 1,772 1,766 1,772 4,7 4,3 4,7

7 220 1,434 1,526 1,579 1,579 6,4 10,1 10,1

8 260 1,201 1,261 1,266 1,262 5,0 5,4 5,1

9 290 0,909 0,959 0,976 0,967 5,5 7,4 6,4

10 310 0,690 0,743 0,771 0,760 7,7 11,7 10,1

11 320 0,637 0,651 0,670 0,659 2,2 5,2 3,5

12 330 0,517 0,566 0,573 0,560 9,5 10,8 8,3

13 340 0,446 0,467 0,480 0,465 4,7 7,6 4,3

14 375 0,188 0,208 0,204 0,191 10,6 8,5 1,6

15 420 0,017 0,000 0,006 0,000 -100,0 -64,7 -100,0

Таблица 2.12 - Скорости реакции деления урана-235 по высоте канала 6 в

конфигурации 7А

№ измерения Высота, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет мси (Р1), отн.ед. Расчет БИРЯ (Р2), отн.ед. Расчет (Р3), отн.ед. (Р1-Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, % (Р3- Э)/Э, %

1 6 1,021 0,942 0,915 0,916 -7,7 -10,4 -10,3

2 20 1,073 1,011 0,962 0,970 -5,8 -10,3 -9,6

3 70 1,229 1,164 1,133 1,141 -5,3 -7,8 -7,2

4 100 1,488 1,420 1,394 1,396 -4,6 -6,3 -6,2

5 140 1,638 1,586 1,581 1,577 -3,2 -3,5 -3,7

6 180 1,617 1,670 1,694 1,684 3,3 4,8 4,1

7 220 1,468 1,644 1,653 1,641 12,0 12,6 11,8

8 260 1,442 1,493 1,471 1,456 3,5 2,0 1,0

9 290 1,105 1,153 1,172 1,154 4,3 6,1 4,4

10 310 0,855 0,885 0,896 0,880 3,5 4,8 2,9

11 320 0,719 0,736 0,735 0,732 2,4 2,2 1,8

12 330 0,714 0,678 0,705 0,726 -5,0 -1,3 1,7

13 340 0,698 0,689 0,715 0,734 -1,3 2,4 5,2

14 375 0,636 0,613 0,658 0,674 -3,6 3,5 6,0

15 420 0,289 0,314 0,307 0,321 8,7 6,2 11,1

Таблица 2.13 - Скорости реакции деления урана-235 по высоте канала 14 в конфигурации 7А

№ измерения Высота, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет мси (Р1), отн.ед. Расчет БИРЯ (Р2), отн.ед. Расчет (Р3), отн.ед. (Р1- Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, % (Р3- Э)/Э, %

1 6 0,946 0,896 0,885 0,915 -5,3 -6,4 -3,3

2 20 1,075 1,058 1,044 1,065 -1,6 -2,9 -0,9

3 70 1,594 1,532 1,510 1,522 -3,9 -5,3 -4,5

4 100 1,769 1,698 1,698 1,705 -4,0 -4,0 -3,6

5 140 1,826 1,816 1,804 1,808 -0,5 -1,2 -1,0

6 180 1,761 1,767 1,748 1,747 0,3 -0,7 -0,8

7 220 1,500 1,545 1,548 1,544 3,0 3,2 2,9

8 260 1,209 1,226 1,232 1,225 1,4 1,9 1,3

9 290 0,896 0,940 0,944 0,934 4,9 5,4 4,2

10 310 0,707 0,729 0,742 0,733 3,1 5,0 3,7

11 320 0,600 0,618 0,643 0,634 3,0 7,2 5,7

12 330 0,528 0,531 0,549 0,538 0,6 4,0 1,9

13 340 0,415 0,447 0,457 0,446 7,7 10,1 7,5

14 375 0,166 0,194 0,190 0,184 16,9 14,5 10,8

15 420 0,008 0,002 0,006 0,000 -75,0 -25,0 100,0

Таблица 2.14 - Скорости реакции деления урана-235 по высоте канала 21 в конфигурации 7А

№ измерения Высота, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет мси (Р1), отн.ед. Расчет БИРЯ (Р2), отн.ед. Расчет (Р3), отн.ед. (Р1- Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, % (Р3- Э)/Э, %

1 15.0 0,916 0,818 0,805 0,816 -10,7 -12,1 -10,9

2 30.0 0,974 0,898 0,886 0,896 -7,8 -9,0 -8,0

3 60.0 1,192 1,140 1,107 1,110 -4,4 -7,1 -6,9

4 90.0 1,323 1,263 1,276 1,276 -4,5 -3,6 -3,6

5 110.0 1,401 1,359 1,354 1,351 -3,0 -3,4 -3,6

6 120.0 1,278 1,371 1,380 1,376 7,3 8,0 7,7

7 130.0 1,425 1,399 1,395 1,390 -1,8 -2,1 -2,5

8 150.0 1,393 1,370 1,402 1,396 -1,7 0,6 0,2

9 170.0 1,373 1,413 1,382 1,374 2,9 0,7 0,1

10 200.0 1,278 1,283 1,291 1,282 0,4 1,0 0,3

11 240.0 1,040 1,077 1,087 1,076 3,6 4,5 3,5

12 270.0 0,798 0,859 0,876 0,864 7,6 9,8 8,3

13 300.0 0,591 0,646 0,652 0,643 9,3 10,3 8,8

14 335.0 0,526 0,556 0,553 0,578 5,7 5,1 9,9

15 355.0 0,379 0,410 0,416 0,435 8,2 9,8 14,8

и

<и ч <и

ч «

«

<и

а «

н о о

а

§

О

2 1.8 1.6 1.4 1.2 1 0.8 0.6 0.4 0.2 0

1 4-1 и

шЛ < *

у К

/ V

у \

г н к

— ■ Эксперимент ▲ мси -БШРЯ --ЖЯ -1-1- V

л

V

ч

и

<и Ч <и

Ч «

«

<и

а «

н о о

а

§

О

1.8

1.6

1.4

1.2

ч 1

е

я 0.8

т о 0.6

0.4

0.2

0

■

-- ■ Эксперимент ▲ мси -8И1РЯ --ЖЯ -1-1-

0 100 200 300 400 Расстояние от нижнего торцевого

отражателя, см

0 100 200 300 400 Расстояние от нижнего торцевого

отражателя, см

Рисунок 2.11 - Аксиальное распределение Рисунок 2.12 - Аксиальное

235и в канале 2 распределение

скоростей реакции деления конфигурации 7А

скоростей реакции

деления 235и в канале 6 конфигурации 7А

н

е л е

ч

и и

е р

и т с

о р

§ о

2 1.8 1.6 1.4

. 1.2

ч , е1

я 0.8

° 0.6

0.4

0.2

0

0 100 200 300 400 Расстояние от нижнего торцевого отражателя, см

16

I I.4

ё 12

0)

4 1

« 1

к и

I 5 0.8

сз и

& Й 0.6

Он О

§ 0.4

а 0.2

о

л 0

Эксперимент

мси

8И1РЯ 1ЛЯ

0 100 200 300 400 Расстояние от нижнего торцевого

отражателя, см

Рисунок 2.13 - Аксиальное распределение Рисунок 2. 14 - Аксиальное распределение

лос О"? ^

скоростей реакций деления и в канале 14 скоростей реакций деления и в канале

конфигурации 7А 21 конфигурации 7А

Скорости реакции деления 235и в радиальном направлении измерений в конфигурации 7А приведены в таблице 2.15.

Таблица 2.15 - реакции деления 235и в радиальном направлении измерений в конфигурации 7А

№ канала Расстояние от боковой поверхности БО, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет МСи(Р1), отн.ед. Расчет SШPR(Р2), отн.ед. (Р1- Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, %

1 25 0,141 0,255 0,240 81,6 70,7

2 50 0,589 0,541 0,567 80,9 70,2

3 75 0,943 0,961 0,994 -8,1 -3,7

4 100 0,893 0,915 0,941 1,9 5,4

5 108.5 0,790 0,837 0,811 2,5 5,4

6 118.5 0,755 0,813 0,768 5,9 2,7

7 128.5 0,825 0,852 0,805 7,7 1,7

8 139 0,987 1,038 0,977 3,3 -2,4

9 147.3 1,194 1,213 1,185 5,2 -1,0

10 155.6 1,340 1,309 1,326 1,6 -0,8

11 164 1,435 1,386 1,433 -2,3 -1,0

12 172.2 1,475 1,443 1,474 -3,4 -0,1

13 180.5 1,482 1,433 1,478 -2,2 -0,1

14 189 1,504 1,404 1,460 -3,3 -0,3

15 197.3 1,417 1,351 1,413 -6,6 -2,9

16 205.6 1,393 1,316 1,354 -4,7 -0,3

17 214 1,266 1,209 1,253 -5,5 -2,8

18 222.3 1,150 1,102 1,107 -4,5 -1,0

19 230.6 0,958 0,962 0,946 -4,2 -3,7

20 246.5 0,543 0,635 0,584 0,4 -1,3

21 256.5 0,497 0,549 0,480 16,9 7,6

22 266.5 0,424 0,476 0,404 10,5 -3,4

Сами распределения представлены на рисунке 2.15.

к .

¡S tí

Э <о

оЗ X

<и н

Он о

н «

о S

о й & §

О 4

1.5

0.5

50 100 150 200 Расстояние от левого края БО, см

250

300

Рисунок 2.15 - Распределение скорости реакции деления 235и в радиальном направлении для конфигурации 7А

1

0

0

По результатам расчетов аксиальных распределений в конфигурации 7А можно сделать следующие выводы.

В абсолютном большинстве измерительных точек в центральной части аксиальных распределений скоростей реакций величины отклонений рассчитанных значений от экспериментальных лежат в пределах 1-7 % с использованием программы MCU-HTR и в пределах 1-10 % с использованием диффузионных программ JAR и SHIPR. Стоит отметить, что во всех значениях, где погрешность расчетов превышает заявленную экспериментальную неопределенность (5 %), отклонения расчетных значений, полученных с использованием независимых программ, совпадают по знаку и близки по величине. В итоге можно сделать вывод, что может иметь место неопределенность измерений, превышающая заявленные экспериментаторами 5 %.

Также полученные с помощью программы SHIPR значения подтверждают корректность выбранной схемы реализации параллельных вычислений.

Результаты расчета радиальных экспериментов находятся в пределах неопределенности эксперимента во всех точках за исключением каналов 1, 2 и каналов 21, 22. Это объясняется тем, что в каналах 1, 2 абсолютные значения скоростей реакций малы из-за их удаленности от активной зоны и близости к границе критического стенда с воздухом, а каналы 21, 22 находятся вблизи погруженного стержня КО5, в результате чего существенно искажается распределение потока нейтронов по критическому стенду, а значения скоростей реакций в данных каналах снижается. Стоит отметить, что, не смотря на погрешность более 5 % для некоторых измерений, характер как экспериментальных, так и расчетных распределений отражает факт погружения данного стержня.

Для конфигурации 8B проведены измерения аксиального распределения скоростей реакций деления 235U в канале 4 БО и канале 6 активной зоны. Результаты расчетов скоростей реакций деления по высоте

экспериментальных каналов 4 и 6 для конфигурации 8В с помощью программ МСи-ИТЯ, БШРЯ, а также отклонения расчетных значений от экспериментальных приведено в таблицах 2.16 - 2.17, соответственно. Сами распределения представлены на рисунках 2.16 - 2.17.

Таблица 2.16 - Скорости реакции деления 235и по высоте канала 4 в

конфигурации 8В

№ измерения Высота расположения, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет МСи (Р1), отн.ед. Расчет БИХРЯ (Р2), отн.ед. (Р1-Э)/Э, % (Р2- Э)/Э, %

1 -34 0,318 0,241 0,126 -24,2 -60,4

2 -14 0,825 0,749 0,666 -9,2 -19,3

3 -4 1,016 0,906 0,857 -10,8 -15,6

4 6 1,040 0,979 0,927 -5,9 -10,9

5 30 1,250 1,174 1,121 -6,1 -10,3

6 60 1,499 1,512 1,430 0,9 -4,6

7 90 1,687 1,726 1,686 2,3 -0,1

8 130 1,882 1,935 1,902 2,8 1,1

9 180 1,856 1,925 1,950 3,7 5,1

10 210 1,699 1,798 1,856 5,8 9,2

11 250 1,473 1,468 1,585 -0,3 7,6

12 310 0,784 0,861 0,937 9,8 19,5

13 320 0,785 0,791 0,862 0,8 9,8

14 330 0,718 0,728 0,806 1,4 12,3

15 340 0,643 0,636 0,715 -1,1 11,2

16 360 0,400 0,418 0,432 4,5 8,0

17 390 0,122 0,149 0,135 22,1 10,7

18 420 0,003 0,003 0,007 0,0 133,3

Таблица 2.17 - Скорости реакции деления 235И по высоте канала 6 в конфигурации 8В

№ измерения Высота расположения, см Эксперимент (Э), отн.ед. Расчет МСи (Р1), отн.ед. Расчет SШPR (Р2), отн.ед. (Р1-Э)/Э, % (Р2-Э)/Э, %

1 6 0,976 0,898 0,897 -8,0 -8,1

2 30 1,088 1,025 0,965 -5,8 -11,3

3 60 1,337 1,308 1,209 -2,2 -9,6

4 90 1,504 1,492 1,416 -0,8 -5,9

5 120 1,647 1,638 1,556 -0,5 -5,5

6 150 1,693 1,669 1,618 -1,4 -4,4

7 180 1,636 1,614 1,607 -1,3 -1,8

8 210 1,482 1,557 1,519 5,1 2,5

9 240 1,297 1,332 1,364 2,7 5,2

10 270 1,019 1,098 1,119 7,8 9,8

11 290 0,844 0,909 0,925 7,7 9,6

12 310 0,755 0,748 0,765 -0,9 1,3

13 320 0,746 0,710 0,745 -4,8 -0,1

14 330 0,690 0,705 0,774 2,2 12,2

15 340 0,638 0,637 0,730 -0,2 14,4

16 360 0,464 0,455 0,528 -1,9 13,8

17 390 0,179 0,202 0,248 12,8 38,5

18 420 0,005 0,005 0,014 0,0 180,0

I 2 1.5

03 <и

а «

н о о

а

§

О

1

н

е

Й0.5

0

/

Г 1 \

ч

Эксперимент мси 8И1РЯ | I

-50

50 150 250 350 Расстояние от нижнего торцевого отражателя, см

Рисунок 2.16 - Аксиальное распределение скоростей реакций деления 235и в канале 4 конфигурации 8В.

е р

и т с

о р

рок

о

1.5

0.5

Л

У ч

V

Эксперимент мси 8И!РЯ ч

■к ■ Ьи-

450

0 100 200 300 400 Расстояние от нижнего торцевого отражателя, см

Рисунок 2.17 - Аксиальное распределение скоростей реакций деления 235и в канале 6 конфигурации 8В.

2

2

1

0

По результатам расчетов аксиальных распределений в конфигурации 8В можно сделать следующие выводы.

В абсолютном большинстве измерительных точек в центральной части аксиальных распределений скоростей реакций величины отклонений

рассчитанных значений от экспериментальных лежат в пределах 1-6 %, с использованием программы МСи-ИТЯ и в пределах 1-12 % с использованием программы БИХРЯ. Отклонения расчетов выше верхних границ данных интервалов соответствуют измерительным точкам внутри нижнего и верхнего торцевых отражателей, где значения скоростей реакций малы по величине, а также на границе верхнего торцевого отражателя и активной зоны, где возрастает неопределенность расположения шаровых топливных элементов и шаровых графитовых элементов.

Также стоит отметить выявление тенденции в поведении распределения скоростей реакции деления 235и при введении стержней СУЗ во внутренний отражатель, что подчеркивает значимость детального анализа компоновки стержней СУЗ в плоскости активной зоны и алгоритмизации их движения в процессе кампании при проектировании и расчетном сопровождении реакторов данного типа.

После проведения статистической обработки результатов измерений и расчетов для представленных, а также оставшихся рассматриваемых конфигураций, и исключения точек, в которых есть признаки существенной неопределенности эксперимента, для каждой серии измерений на каждой из рассматриваемых конфигураций определены средние и максимальные погрешности расчетов.

Сводные результаты расчетов с использованием программы МСи-ИТЯ для пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с НПС критического стенда АСТРА приведены в таблице 2.18.

Таблица 2. 18 - Сводные результаты расчетов с использованием программы МСи-ИТЯ пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с НПС критического стенда АСТРА

Конфигурация Номер канала Средняя погрешность, % Максимальная погрешность, %

3 3 10

6 3,7 6,5

1 14 2,7 7,7

21 4,8 17,2

Радиальное распределение 3,1 6,6

6 2,5 8

2 21 4,1 10,8

Радиальное распределение 5 15,9

3 6 3,3 6,4

21 3,9 6,2

6 4,4 10

4 21 4,3 6,4

В таблице 2.19 приведены сводные результаты расчетов с использованием программы МСи-ИТЯ пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с ППЭ в ВО, образованных во время загрузки активной зоны.

Таблица 2.19 - Сводные результаты расчетов с использованием программы MCU-HTR пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с ППЭ в ВО, образованных во время загрузки активной зоны

Конфигурация Номер канала Средняя погрешность, % Максимальная погрешность, %

1А (Загрузка) 4,6 11,6

2А (Загрузка) Радиальное распределение 2,9 5,9

ЗА (Загрузка) Радиальное распределение 3,35 6,9

4А (Загрузка) Радиальное распределение 2,9 11,2

5А (Загрузка) 6 2,4 4,1

7А (Загрузка) 21 4,4 8,2

Радиальное распределение 2,3 6,5

В таблице 2.20 приведены сводные результаты расчетов с использованием программ MCU-HTR и SHIPR пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с ППЭ в ВО, образованных во время разгрузки активной зоны.

Таблица 2. 20 - Сводные результаты расчетов с использованием программ МСи-НШ и SHIPR пространственных распределений скоростей реакций

деления для экспериментальных конфигураций серии с ППЭ в ВО, образованных во время разгрузки активной зоны

Конфигурация Номер канала Средняя погрешность, % Максимальная погрешность, %

MCU-HTR БН^ MCU-HTR БН^

1А (разгрузка) 6 3,0 5,1 4,7 13,6

21 4,9 4,2 8,7 22,6

2 3,5 5,6 10,5 14,5

14 2,8 2,0 5,5 4,5

Радиальное распределение 5,0 3,7 11,5 12,4

5А (разгрузка) 6 6,0 8,1 14,0 20,8

21 5,0 6,7 13,8 21,2

Радиальное распределение 3,0 2,4 7,9 9,8

7А (разгрузка) 2 6,2 8,2 10,6 13,9

6 4,4 5,1 8,7 10,4

14 4,0 5,1 16,9 14,5

21 5,3 5,8 10,7 12,1

Радиальное распределение 5,4 4,6 16,9 15,1

В таблице 2. 21 приведены сводные результаты расчетов с использованием программ МСи-НШ и SHIPR пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с ППЭ, расположенными на границе активной зоны и БО.

Таблица 2.21 - Сводные результаты расчетов с использованием программ мси-ИТЯ и БИХРЯ пространственных распределений скоростей реакций деления для экспериментальных конфигураций серии с 1111Э,

расположенными на границе активной зоны и БО

Средняя Максимальная

Конфигурация Номер канала погрешность, % погрешность, %

мси-ИТЯ БИХРЯ мси-ИТЯ БИХРЯ

1В Радиальное распределение 3,7 6,8

3В Радиальное распределение 3,4 9,4

6 9,3 - 19,5 -

4В Радиальное распределение 2,8 6,5

5В Радиальное распределение 3,7 7,8

6 7,6 5,9 14,4 17,0

6В Радиальное распределение 2,8 2,4 8,0 11,6

7В 4 5,4 8,0 9,7 17,0

6 4,6 9,2 7,7 15,7

8В 4 5,5 9,7 22,1 19,5

6 3,3 7,2 8,0 14,4

Как видно из сводных результатов расчетов пространственных распределений скоростей реакций деления, средняя погрешность расчета с использованием программы мси-ИТЯ практически для всех серий измерений находится в пределах экспериментальной неопределенности. При расчете с использованием программы БШРЯ средняя погрешность расчета превышает заявленную экспериментальную неопределенность для ряда измерений и может доходить до 8-10 %.

2.7 Определение характеристик органов регулирования Во время работы (кампании) ядерного реактора возникают эффекты, приводящие к изменению его реактивности. Кроме того, сама задача управления реактором, т.е. его пуск и остановка, изменение мощности, перераспределение потока нейтронов в объеме реактора, требует

целенаправленного изменения его реактивности. Одной из особенностей реакторов типа ВТГР является высокое значение отношения высоты активной зоны по отношению к ее поперечным размерам, что приводит к чувствительности как высотных, так и радиальных распределений энерговыделения к положению регулирующих стержней, расположенных в отражателе. Это обусловливает необходимость повышения точности расчетов нейтронно-физических характеристик, включая эффективность регулирующих стержней и их интерференции. Помимо этого, большой по абсолютной величине отрицательный температурный эффект реактивности и требование компенсации переотравления реактора при маневре мощности приводят к необходимости наличия в реакторе мощной системы компенсации реактивности, способной компенсировать запас реактивности, составляющий ~ 10 % Дк/к. Это также требует уточнения расчетов эффективности регулирующих стержней и их интерференции.

2.8 Эксперименты по определению физических характеристик органов регулирования на критическом стенде АСТРА

Для конфигураций 1А, 5А, 7А, 6В были проведены измерения эффективности органов регулирования. Результаты расчетов весов стержней приведены в таблицах 2.22 - 2.25, соответственно.

Эксперимент (Э), Р/Рэфф Расчет МСи (Р1), р/Рэфф Расчет SШIPR (Р2), р/Рэфф (Р1-Э)/Э, % (Р2-Э)/Э, %

КО1 -2,92 -2,91 -3,01 -0,3 3,1

КО2 -2,72 -2,79 -2,53 2,6 -7,0

КО3 -2,91 -2,95 -3,03 1,4 4,1

КО4 -2,39 -2,46 -2,54 2,9 6,3

КО5 -3,12 -3,03 -3,20 -2,9 2,6

КО6 -5,17 -5,07 -4,08 -1,9 -21,1

КО7 -6,64 -6,56 -6,85 -1,2 3,2

Таблица 2.23 - Расчеты эффективности органов СУЗ в конфигурации 5А

Эксперимент (Э), р/Рэфф Расчет МСи (Р1), р/Рэфф Расчет SШIPR (Р2), р/Рэфф (Р1-Э)/Э, % (Р2-Э)/Э, %

КО1 -3,05 -3,06 -3,07 0,3 0,7

КО2 -2,93 -2,91 -2,66 -0,7 -9,2

КО3 -3,05 -3,04 -3,09 -0,3 1,3

КО4 -2,45 -2,57 -2,61 4,9 6,5

КО5 -3,23 -3,14 -3,25 -2,8 0,6