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

ГНУ "ОИЭЯИ-Сосны" НАН Беларуси

Лаборатория физики ядерных реакторов # 18

Заведующий лабораторией

доктор физико-математических наук РУДАК Эдуард Аркадьевич

E-mail: rudak@sosny.bas-net.by

Тел.: +375 (17) 375-39-44

Факс: +375 (17) 374-83-35

История создания

Лаборатория физики ядерных реакторов создана в 1999 году путем слияния ранее существовавших с 60-х годов лабораторий, которые в разные годы возглавляли к.ф.-м.н. В. А. Наумов, к.ф.-м.н. В. П. Слизов, к.т.н. Б. А. Литвиненко, к.т.н. Я. Д. Белявский, к.т.н. П. И. Ананич, к.т.н. Н. М. Груша, к.ф.-м.н. А. В. Кузьмин.

Основные направления научных исследований:

Научно-исследовательские работы по моделированию физических явлений в активных зонах реакторов ВВЭР-1000, 1200:
исследование особенностей нейтронно-физических процессов в усовершенствованных ТВС реактора ВВЭР-1200;
выполнение расчетных исследований по обоснованию безопасности БелАЭС;
научно-исследовательские работы по: созданию моделей расчета нейтронно-физических характеристик топливных циклов на основе «согласованных» кодов ТВС — М, БИПР-7 и DYN3D;
модернизация кодов и корректировка поправочных параметров;
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);
расчетный мониторинг интегрального флюенса потока быстрых нейтронов корпусных устройств реактора ВВЭР;
научно-исследовательские работы по: выполнению потвэльных расчетов реактора ВВЭР-1200 с детальным описанием бокового отражателя по коду MCU и сопоставлению рассчитанных коэффициентов размножения и других характеристик с результатами расчетов по верифицированным кодам;
освоение расчетов реактора ВВЭР-1200 по коду MCU с заданным распределением внешнего источника в разных приближениях и проведение расчетов реактора на основе использования процедуры весовых окон для повышения достоверности определяемых величин за пределами активной зоны;
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.

Проводятся научно-исследовательские работы в рамках задания ГПНИ по адаптации модели рождения и гибели частиц для описания взаимодействия нейтрона с размножающей средой на основе U-235 и Pu-239.
Выполняются работы по: анализу и подготовке аналитических обзоров в сфере атомной энергетики; подготовке актуальной информации для органов управления разных уровней, Министерства энергетики, учреждений и организаций энергетического профиля, средств массовой информации, всех заинтересованных участников строительства Белорусской АЭС о современном состоянии атомной энергетики, проблемах и тенденциях ее развития и для ознакомления общественности с широким спектром проблем отрасли, а также с ходом сооружения Белорусской АЭС; повышению доверия населения к атомной энергетике путем проведения информационно-просветительской и образовательной работы, направленной на формирование позитивного отношения к атомной энергетике.

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.

Важнейшие достижения — разработки

Показано, что с помощью корректировки управляющих параметров расчета можно существенно увеличить (до нескольких процентов) точность определения относительного энерговыделения по имеющейся 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.
Проведено моделирование разового продления длительности кампании за счёт снижения мощности реактора и температуры теплоносителя и рассмотрены четыре последующие загрузки, переводящие реактор обратно в режим стационарных перегрузок.
Проведено моделирование продления длительности работы реактора ВВЭР-1200 в стационарном режиме перегрузки за счёт снижения мощности в конце кампании. Отличия рассчитанных значений нейтронно-физические характеристики от проектных не превышают предельно допустимых погрешностей, установленных для программных средств, используемых при проектировании топливных циклов.
Подтверждена принципиальная возможность продления работы топливных загрузок реактора ВВЭР-1200 Белорусской АЭС за счёт использования мощностного эффекта реактивности. Отличия рассчитанных значений параметров безопасности от проектных не превышают предельно допустимых погрешностей, установленных для программных средств, используемых при проектировании топливных циклов.

Продление длительности работы загрузки за счет мощностного эффекта реактивности.

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.

Схема задания внешнего источника (в плане) для определения флюенса потока. Красным цветом выделены ТВС с внешним источником.

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.

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.

Направление дальнейших исследований

Научно-исследовательские работы по физике ядерных реакторов, расчеты активных зон реакторов типа ВВЭР с разными модификациями ТВС, расчеты, связанные с обеспечением безопасности строящейся АЭС и др.

Международное сотрудничество

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

Публикации:

1. Л.И. Сальников, Н.М. Днепровская, Н.А. Тетерева и др. Оценка наведенной активности в облучаемых материалах при использовании отработавшего топлива реактора ВВЭР-1200 в радиационных технологиях и пути ее ослабления. Весцi НАН Беларуси, cер. фiз.-тэхн. навук. №1 2017. С. 92 – 102
2. Рудак Э. А. «Тепловой реактор как аналог ADS-систем с внутренним источником нейтронов» / Т. Н. Корбут, А. В. Кузьмин, Э. А. Рудак // «Известия РАН». Серия физическая. – 2015. – т. 79, № 4. – С. 503–511.
3. Rudak E. A. «A Thermal Nuclear Reactor as an Analog of ADS Systems with Internal Sources of Neutrons» / T. N. Korbut, A. V. Kuz`min, E. A. Rudak // ISSN 1062-8738, Bulletion of the Russian Academy of the Sciences. Physics. – 2015. – Vol. 79, № 4. –. Pp. 461–469.
4. О.И. Ярошевич, В.Т. Казазян, И.Е. Рубин и др. Исследования в областях физики ядерных реакторов и ионизирующих излучений в ОИЭЯИ  Сосны. Весцi НАН Беларуси, cер. фiз.-тэхн. навук. №3, 2014. С. 76 – 84.
5. Н.М. Днепровская, Д.М. Касюк, И.Е. Рубин. Подготовка малогрупповых констант тепловыделяющих сборок реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-1200 по коду ТВС-М для программ типа БИПР и расчет параметров топливных циклов. IV Межд. конф. «Ядерные технологии ХХI века». Мн., 21 – 23 окт. 2014 г. Мн., «Право и экономика», 2014. С. 58 – 65.
6. Н.М. Днепровская, И.Е. Рубин, Е.Ю. Циунель и др. Методика восстановления макрораспределения величин и наложения на соответствующие микрораспределения в ТВС реактора ВВЭР-1000 (ВВЭР-1200) с последующей визуализацией. Весцi НАН Беларуси, cер. фiз.-тэхн. навук. №1, 2014. С. 82 – 87.
7. Л.И. Сальников, И.Е. Рубин, Н.А. Тетерева и др. Оценка технических возможностей использования отработавших тепловыделяющих сборок реактора ВВЭР-1200 в качестве источника гамма-излучения для радиационно-технологических процессов. Весцi НАН Беларуси, cер. фiз.-тэхн. навук. №2, 2014. С. 39 – 44.
8. Л.И. Сальников, Н.М. Днепровская, Н.А. Тетерева и др. Изучение параметров гамма и нейтронного излучения от выгоревших тепловыделяющих сборок при использовании ОЯТ в радиационных технологиях. IV Межд. конф. «Ядерные технологии ХХI века». Мн., 21 – 23 окт. 2014 г. Мн., «Право и экономика», 2014. С. 66 – 73.
9. Касюк Д.М. Применение метода коррекции коэффициентов диффузии для нейтронно-физических расчётов реактора типа ВВЭР / Д.М. Касюк, Н.М. Днепровская, Д.Н. Лицкевич, И.Е. Рубин // «Весцi» НАН Беларуси. Серыя фiз.-тэхн. навук. – 2013. – № 4. – С. 75–81.
10. Культура физической ядерной безопасности / В.В. Зеневич, А.И. Киевицкая, А.В. Кузьмин, В.А. Брылева, Л.П. Домащенко, И.А. Едчик, Д.М. Максимович. – Кузьмин, А.В. . – Минск: Беларусь, 2013. – 110 с.