ГНУ "ОИЭЯИ-Сосны" НАН Беларуси | Лаборатория физики ядерных реакторов # 18

ГНУ "ОИЭЯИ-Сосны" НАН Беларуси

Лаборатория физики ядерных реакторов # 18

Лаборатория физики ядерных реакторов основана в 1999 году с целью проведения научно-исследовательских работ по изучению нейтронных характеристик энергетических и исследовательских реакторов.

Контактная информация

Заведующий лабораторией Сотрудники
 
доктор физико-математических наук    

Рубин И.Е.

РУДАК Эдуард Аркадьевич

Тетерева Н.А.

E-mail:  rudak@sosny.bas-net.by

Днепровская Н.М.

Tel.: +375 (17) 3911344

Войтецкая Е.Ф.

Fax: +375 (17) 3911335

Кравченко М.О.

Петровский А.М.

 

Main research directionss

Основные направления научных исследований

 

  • Разработка математического аппарата описания взаимодействия нейтрона с размножающей средой на основе модели рождения и гибели.
  • Научно-исследовательские работы по моделированию физических явлений в активных зонах реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-1200, критических и подкритических сборках.
  • Расчет характеристик отработавшего топлива реакторов типа ВВЭР (ВВЭР 1000 и ВВЭР 1200): активностей нарабатываемых радионуклидов и остаточного тепловыделения с применением аналитических методов решения задачи Бейтмана и нейтронно-физических кодов.
  • Исследование особенностей нейтронно-физических процессов в ТВС реактора ВВЭР-1200.
  • Расчетный мониторинг интегрального флюенса потока быстрых нейтронов корпусных устройств за активной зоной реактора ВВЭР.
  • Научно-исследовательские работы по созданию и совершенствованию моделей расчета нейтронно-физических характеристик топливных циклов.
  • Расчетное определение основных нейтронно-физических параметров топливного цикла (длительность, глубина выгорания, критическая концентрация борной кислоты, поля энерговыделения и др.) реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, как в проектном режиме, так и в переходных режимах, отличных от проектного (например, при пониженной мощности).
  • Расчетно-теоретические исследования технических возможностей использования отработанных тепловыделяющих сборок на различных стадиях хранения в качестве источника гамма-излучения для радиационно-технологических процессов.
  • Научно-исследовательские работы по выполнению потвэльных расчетов реактора ВВЭР-1200 с детальным описанием бокового отражателя по коду MCU-PD с целью получения тестовых результатов.
  • Проведение расчетов реактора ВВЭР-1200 по коду MCU-PD с заданным распределением внешнего источника на основе использования процедуры пространственных весовых окон для повышения достоверности определяемых величин за пределами активной зоны.
  • Выполнение расчетных исследований по обоснованию безопасности БелАЭС.
  • Участие в проведении экспертизы документов, обосновывающих обеспечение ядерной и радиационной безопасности при осуществлении деятельности в области использования атомной энергии на разных этапах жизненного цикла ядерной установки, обращения с ядерными материалами, отработавшими ядерными материалами, ядерным топливом, отработавшим ядерным топливом, эксплуатационными радиоактивными отходами.
  • Выполнение экспертных расчётов при обосновании безопасности эксплуатации ядерной установки в стационарном и переходном режимах, а также при нарушении режима нормальной эксплуатации и в случае аварий, вызванных отказами технологического оборудования.
  • Разработка интерфейса обмена данных: создание промежуточных файлов покассетного внешнего источника и концентраций актинидов и продуктов деления на основе результатов расчета топливного цикла по коду типа БИПР и кодов чтения этих файлов и записи данных (в соответствующих форматах) в файлы исходных данных кода MCU.

Основные проекты

  • ГПНИ: «Энергетические системы, процессы и технологии» п/п «Атомная энергетика и ядерно-физические технологии».
    Задание: Адаптация модели рождения и гибели частиц для описания взаимодействия нейтрона с размножающей средой на основе U-235 и Pu-239.
  • Государственная программа «Наукоемкие технологии и техника» на 2016 – 2020 годы подпрограмма 6 «Научное сопровождение развития атомной энергетики в Республике Беларусь» х/д от 30.03.2016 № 2016/2-29.

Задания

  • Определить основные нейтронно-физические параметры топливных циклов реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС, в том числе измеряемые параметры, с целью обоснования безопасности и экономической эффективности его работы.
  • Выполнить расчетный мониторинг флюенса нейтронов по толщине корпуса реактора ВВЭР-1200 для обоснования безопасности его работы.
  • Подготовить информационные материалы для органов государственного управления и для проведения информационно-образовательной работы с населением и СМИ по ядерной тематике.
    Рассчитать наведенную активность в нейтронно-активационных индикаторах образцов-свидетелей, устанавливаемых на корпусе реактора ВВЭР-1200 с целью обоснования безопасности его работы.
  • Определить гамма и нейтронную активности и остаточное тепловыделение отработавшего ядерного топлива реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС с применением аналитических методов решения задачи Бейтмана.
  • Оценить объемы, номенклатуру, радиационные характеристики и изотопный состав высокоактивных и долгоживущих РАО, образующихся в процессе эксплуатации и вывода из эксплуатации Белорусской АЭС.

Важнейшие достижения — разработки

  • Показано, что с помощью корректировки управляющих параметров расчета можно существенно увеличить (до нескольких процентов) точность определения относительного энерговыделения по имеющемуся в ОИЭЯИ – Сосны версии кода БИПР-7. Получены зависимости коэффициента реактивности по температуре топлива от мощности реактора, коэффициента реактивности по температуре замедлителя от температуры входа.
  • Выполнено сравнение максимальных по ТВС значений энерговыделения твэлов и твэгов, полученных по кодам MCU-PD и DYN3D для первой топливной загрузки реактора ВВЭР-1200 для 60°-го сектора реактора. Отличия максимальных по ТВС значений относительных энерговыделений, полученных по кодам MCU-PD и DYN3D для твэлов не превышают 5%, а для твэгов 12%, что согласуется с допустимыми погрешностями в энерговыделении, установленными для кодов, применяемых при проектировании топливных циклов.
  • Построена полномасштабная модель потвэльного расчета реактора ВВЭР-1200 на МКУ по коду MCU-PD с внешними источниками, постоянными по ТВС. В качестве внешнего источника быстрых нейтронов принято распределение рождающихся нейтронов, полученное в референтном расчете по этому коду.
  • На основе аттестованных инженерных кодов DYN3D, БИПР-7 и ТВС-М созданы две расчётные модели реактора ВВЭР-1200, описывающие топливный цикл начиная с первой загрузки до выхода в стационарный режим перегрузок. По результатам верификации установлено, что расчётные модели по точности определения нейтронно-физических характеристик удовлетворяют предъявляемым требованиям при проектировании ядерных реакторов.
  • Созданные и апробированные в рамках настоящего задания расчётные модели реактора ВВЭР-1200 могут быть использованы для обоснования безопасности и экономической эффективности формируемых загрузок при работе активной зоны в штатных режимах, включая режимы, отличные от проектного.
  • Показана возможность разового или в стационарном режиме продления работы топливных загрузок реактора ВВЭР-1200 за счёт использования мощностного эффекта реактивности в конце работы загрузок. При снижении мощности на одну треть длительность работы загрузки в среднем увеличивается на ∼20 эфф. сут.
  • Продление длительности работы загрузок сопровождаются ростом выгорания выгружаемого топлива (средней по ТВС) до 64 МВт·сут/кг U, в то время как экспериментально обоснованное значение составляет 60 МВт·сут/кг U.
  • На основе полученных нейтронно-физических характеристик топливного цикла реактора ВВЭР-1200 выполнено обоснование безопасности формируемых загрузок при работе активной зоны в штатных режимах, включающих и продление длительности работы.
  • Все полученные величины коэффициентов реактивности находятся между предельно допустимыми минимальными и максимальными значениями. Температурные коэффициенты реактивности по топливу и замедлителю (для МКУ их сумма) отрицательны во всех режимах работы и состояниях реактора.
  • Разработана расчетная модель определения интегральной плотности потока быстрых нейтронов в корпусе реактора ВВЭР-1200 на основе прецизионного кода MCU-PD, позволяющего детально описать конфигурацию пространства между активной зоной и корпусом реактора. Коэффициенты, связывающие единичные источники быстрых нейтронов в отдельных ТВС с потоками в заданных областях корпуса реактора, определяются в расчетах с внешним источником.
  • Определение величин внешних источников быстрых нейтронов из распределений энерговыделения, получаемых с помощью кода DYN3D, позволяет учесть мощность, отравление реактора, глубину выгорания и перегрузку топлива в течение работы всех топливных загрузок.
  • Описание потвэльной неравномерности источника быстрых нейтронов по профилю ТВС выполняется в рамках P1-приближения в направлениях x и y относительно осей реактора. Погрешность такого подхода при определении флюенса нейтронов в корпусе реактора не превышает 1,5 %.
  • В целом разработанная расчетная модель определения плотности потока быстрых нейтронов на разных толщинах корпуса реактора ВВЭР-1200 имеет погрешность ~15 %, которая обусловлена главным образом погрешностью расчета пространственного распределения энерговыделения по коду DYN3D.
  • Показано, что использование в течение топливного цикла реакторов ВВЭР-1200 современной концепции низкой утечки нейтронов из активной зоны, а также расположение выгоревших ТВС в местах, наиболее близко расположенных к корпусу реактора, позволяют в два – три раза снизить потоки, попадающие на корпус.
  • Распределения флюенса нейтронов по высоте и азимуту корпуса реактора показано на рисунках 1 и 2. Максимальное значение флюенса нейтронов (Е ≥0,5 МэВ) на внутренней поверхности корпуса реактора за 60 лет его работы на номинальной мощности составляет 2,35·1019нейтр./см2 и имеет место в направлении ~10° относительно оси реакторного зала и высоте 200 см от низа активной зоны. Отличие от соответствующего проектного значения (после снятия консерватизма 35 %) составляет 24 %.

Рисунок 1 – Распределение флюенса быстрых нейтронов по высоте корпуса после 60 лет работы реактора: 1 – на внутренней поверхности; 2 – на середине корпуса; 3 – на внешней поверхности

Рисунок 2 – Азимутальная зависимость флюенса нейтронов в корпусе реактора ВВЭР-1200 после 60 лет работы: 1 – на внутренней поверхности;
2 – на середине корпуса; 3 – на внешней поверхности

  • Конструкционные материалы корпуса реактора аттестованы до флюенса нейтронов 6,2·1019 нейтр/см2. Имеет место запас примерно в 2,5 раза по флюенсу нейтронов при работе реактора на номинальной мощности в годичном режиме перегрузок в течение всего срока его службы.
  • Получены аналитические выражения для активностей наиболее важных в практическом отношении продуктов деления реактора ВВЭР 1200.
    Рассчитаны параметры отработавшего топлива стационарной кампании реактора ВВЭР 1200: активности радионуклидов, остаточное тепловыделение.


Направление дальнейших исследований

  • Построение математического аппарата описывающего взаимодействие нейтрона с размножающей средой, на основе модели рождения и гибели.
  • Научно-исследовательские работы по физике ядерных реакторов, расчеты активных зон реакторов типа ВВЭР с разными модификациями ТВС, расчеты, связанные с обеспечением безопасности строящейся АЭС, в том числе поверочные расчёты для проведения экспертизы документов, обосновывающих ядерную безопасность и др.
  • Разработка аналитической экспресс методики для определения параметров отработавшего топлива реакторов типа ВВЭР: активностей продуктов деления и актинидов, остаточного тепловыделения.
  • Разработка методики определение сложно измеряемых активностей радионуклидов по легко определяемым с помощью корреляционных соотношений.
  • Разработка методики и расчётных моделей определения высокоактивных и долгоживущих РАО, образующихся в материалах за активной зоной реактора ВВЭР-1200 за весь срок эксплуатации 60 и более лет.


Международное сотрудничество

  • Участие в различных международных конференциях и семинарах, выступления с докладами. Участие в курсах, проводимых МАГАТЭ.

Основные публикации