ОЦЕНКА РАДИАЦИОННОГО РЕСУРСА КОРПУСОВ

РЕАКТОРОВ ВВЭР-440 В УСЛОВИЯХ ВНЕДРЕНИЯ

МОДЕРНИЗИРОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА.

Адеев В.А., Бурлов С.В.,Панов А.Е.Кольская АЭС, Полярные ЗориБородкин Г.И.ФГУ НТЦ ЯРБ, Москва

Основные цели расчета переноса нейтронов

в околокорпусном пространстве реактора

Определение флюенса нейтронов на корпусе реактора для оценки его радиационного ресурса

Оценка активации оборудования

Оценка радиационного ресурса корпуса

Необходимо определить флюенс быстрых нейтронов (с энергией более 0.5 Мэв) определяющий радиационные повреждения материала корпуса (особенно сварных швов)

Принятие решений о компенсирующих мероприятиях (отжиг) зависит от точности прогнозной оценки флюенса

Точность расчета флюенса зависит от компоновки активной зоны. Размещение выгоревших кассет на периферии снижает флюенс. Погрешность оценки флюенса выше при больших выгораниях топлива.

Применение новых видов топлива требует подтверждения точности расчетной методики (меняется интенсивность и спектр источника нейтронов, разрабатываются компоновки активной зоны с уменьшенной утечкой нейтронов).

Необходима экспериментальная проверка расчетной методики.

Характер изменения критического параметра в зависимости от флюенса

Типичные компоновки активной зоны ВВЭР-440

Оценка активации оборудования

Необходимо определить спектр и поток нейтронов в произвольной точке внутри или снаружи корпуса реактора в зависимости от времени (в месте размещения оборудования)

Важно для снятия АЭС с эксплуатации и впринятия решения о размещении радиактивных материалов (пример кассеты-экраны)

На основе спектра нейтронов вычисляются сечения активации Спектр и зависимость потока нейтронов от времени применяются

для расчета изотопного состава материала и его активности Необходима разработка методики для расчетов на АЭС и ее

экспериментальная проверка

Расчетные программы

Оценка источника – спектр нейтронов (MCU), интенсивность источника 3D программа расчета распределения энерговыделения в активной зоне (БИПР-7)

Перенос нейтронов – метод дискретных ординат DORT, метод Монте-Карло (MCU)

Расчет изотопного состава (ORIGEN)

Сечение активной зоны ВВЭР-440

Кассета экран

ТВС с

по-ТВЭЛьным

распределением

ТВС

Вода

Экран

Шахта

Выгородка

Активная зона

Корзина

Воздушная полость

Корпус

ТермоизоляцияСтенка бака

Биологическая защита-вода

22

61

27

12

2 3

11

4 5

13

20 21

14 19

31302928

24

7 8

23

15 16

9 10

18

25

17

26

3332 34

36

35

37

Эксперименты по определению спектра и потока нейтронов

В 2002 г. во время ППР на энергоблоке № 1 Кольской АЭС на внешней поверхности корпуса реактора был установлен набор нейтронных активационных детекторов. Конструкция с детекторами облучалась с 01.10.2002 по 14.02.2003. Время облучения составило 122.3 эфф. суток.

Для определения характеристик нейтронных полей был

использован набор нейтронных детекторов на основе

Fe, Ni, Cu Nb.

Результаты сопоставления расчетных и экспериментальных данных

Материал

Реакция Т½

Порог реакции

Эфф.сечение

Эксперимент

Расчет по ORIGE

N

сут МэВ мбарн Бк/г Бк/г

Cu 63Cu(n,α) → 60Co 1925 >6.1 20.4 1.10*103 1.28*103

Fe 54Fe(n,p) → 54Mn 312.3 > 3 439 6.61*105 7.19*105

Ni 58Ni(n,p) → 58Co 70.86 >2.5 413 2.36*106 2.65*106

Nb 93Nb(n,n’) → 93mNb 5890 >1 214 9.92*104 11.7*104

Заключение

Опробована методика расчета спектра и потока нейтронов, сбособ расчета активации конструкционных материалов

Результаты сопоставления распределения скоростей реакций по высоте и по азимуту на внешней поверхности корпуса реактора удовлетворительны, различие не превышает 10-15% (в условиях применения новых видов ядерного топлива).

Методика рекомендуется для применения на АЭС.Для расчетной оценки активации может применятся программа ORIGEN. Необходима разработка соответсвующих нормативных документов.