Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.13.18, кандидат физико-математических наук Моисеев, Андрей Владимирович

• Моисеев, Андрей Владимирович
• кандидат физико-математических наук
• 2010

Оглавление диссертации кандидат физико-математических наук Моисеев, Андрей Владимирович

ВВЕДЕНИЕ.

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

1.1 Общая структура системы, базовые коды и базы данных.

1.2 База данных системы МоёЕхЗуБ.

1.2.1 Выбор системы управления базой данных (СУБД).

1.2.2 Содержание БД и структура данных.

1.3 Вычислительная подсистема комплекса МосШхЗуБ.

1.3.1 Модуль трёхмерного нейтронно-физического расчёта в диффузионном приближении.

1.3.2 Модуль трёхмерного прецизионного расчёта методом Монте-Карло.

1.3.3 Модуль двумерных расчётов в диффузионном и транспортном приближениях.

1.3.4 Система нейтронных данных БНАБ-93.

1.4 Система интерфейсов и генерации расчётных моделей экспериментов различного класса.

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

1.6 Поисковые средства и графические интерфейсы.

1.7 Интерфейсы обработки и анализа результатов нейтронно-физических расчётов.

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

1.9 Выводы.

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

2.1 Генерация мультизонных прецизионных моделей реактора БН-600.

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

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

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

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

2.4.2 Анализ погрешностей расчёта составляющих баланса реактивности реактора,

БН-600.

2.5 Выводы.

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

3.1 Методика измерений и её моделирование в ModExSys.

3.2 Результаты расчётов и анализ полученных данных.

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

3.4 Выводы.

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

4.1 Анализ критических состояний активной зоны реактора БН-600.

4.2 Анализ измерений максимального запаса реактивности.

4.3 Анализ результатов измерений уровня подкритичности реактора БН-600.

4.4 Анализ эффектов реактивности.

4.5 Анализ результатов измерений эффективности РО СУЗ.

4.5.1 Краткое описание методики измерения.

4.5.2 Расчётный анализ экспериментов.

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

4.7 Выводы.

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

5.1 Анализ остаточного тепловыделения TBC БН-600.

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

5.3 Испытания экспериментальных облучательных устройств для наработки 60Со.

5.4 Опытно-промышлепное облучение сборок для получения Ar.

5.5 Выводы.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Система моделирования и расчетного анализа нейтронно-физических экспериментов на энергетических быстрых реакторах»

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Актуальность работы определяется:

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

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

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

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

На защиту выносятся:

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

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

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

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

Научная новизна работы:

1. Впервые создана интегральная информационная система, позволяющая выполнять полный комплекс работ, связанных с обработкой, хранением, анализом экспериментальных данных о фундаментальных нейтронно-физических характеристиках быстрых реакторов, получаемых в эксплуатационных измерениях на действующих реакторах БН на

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

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

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

Практическая значимость работы:

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

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

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

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

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

Заключение диссертации по теме «Математическое моделирование, численные методы и комплексы программ», Моисеев, Андрей Владимирович

5.5 Выводы

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

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

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

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

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

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

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

ЗАКЛЮЧЕНИЕ

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

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

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

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

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

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

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

• 18 результатов измерений темпа падения реактивности;

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

• 37 измерений температурно-мощностного эффекта реактивности.

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

Список литературы диссертационного исследования кандидат физико-математических наук Моисеев, Андрей Владимирович, 2010 год

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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

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