Реферат: Моделирование корреляционного метода измерения расхода теплоносителя проводится с использованием математической модели активации теплоносителя в активной зоне

УДК 621.311.25(06) Физико-технические проблемы ядерной энергетики

А.М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


Математическое моделирование корреляционного метода измерения расхода однофазного

теплоносителя в ядерном реакторе


Моделирование корреляционного метода измерения расхода теплоносителя проводится с использованием математической модели активации теплоносителя в активной зоне. Случайная составляющая вносится в расход теплоносителя, мощность канала, в распределение линейной нагрузки. Для моделирования случайной составляющей разработан формирующий фильтр, позволяющий получать случайные величины с заданными статистическими свойствами. При расчете плотности теплоносителя используются уравнения теплогидравлики. Результаты моделирования согласуются с экспериментальными данными. Погрешность определения расхода составляет 2-6%. Проведенные модельные исследования позволяют сделать вывод о применимости разработанной модели для планирования и интерпретации корреляционных экспериментов.


А. М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


Оптимизационные задачи по порядку извлечения негерметичных тепловыделяющих сборок
в реакторе РБМК


Рассматривается возможность оптимизации порядка извлечения негерметичных тепловыделяющих сборок в реакторе при различных критериях и ограничениях. Приводится решение оптимизационных задач при ограничении на величину предельно допустимого выброса и при наличии штрафа.


А.М. ЗАГРЕБАЕВ, Н.В. ОВСЯННИКОВА

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


Пространственно-временная

математическая модель активации

однофазного теплоносителя


Приводится математическая модель и методика расчета нестационарной активации однофазного теплоносителя. Рассматриваются частные случаи изменения азотной активности при различных видах возмущающих воздействий по мощности. Приводятся рекомендации по планированию и интерпретации результатов эксперимента по определению расходов при работе реактора РБМК на минимально-контролируемом уровне мощности.


М.А УВАКИН

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


ВЕРОЯТНОСТНАЯ МОДЕЛЬ ОЦЕНКИ НЕОПРЕДЕЛЕННОСТИ РАСЧЕТОВ ВЫГОРАНИЯ В ЯЧЕЙКАХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ


В работе описывается модель оценки неопределенности расчетов выгорания в ячейках ядерных реакторов, основанная на вычислении распределения результатов расчета для фиксированной энерговыработки в зависимости от режима энергетической нагрузки в процессе выгорания. Для моделирования режимов энергетической нагрузки рассматривается вероятностный подход, состоящий в процедуре разыгрывания уровней мощности и соответствующих им интервалов времени выгорания. Функции распределения интервалов времени выгорания задаются с учетом определенного среднего времени выгорания для каждого уровня мощности. Приводятся результаты апробации рассматриваемой методики для расчетов выгорания по программам GETERA-93 и WIMS-D5b.


Ю.Н. ВОЛКОВ, В.И. НАУМОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


НЕКОТОРЫЕ ВОПРОСЫ ДИНАМИКИ РЕАКТОРА
ПРИ ПРОСТРАНСТВЕННО-РАСПРЕДЕЛЕННОЙ ДОЛИ
ЗАПАЗДЫВАЮЩИХ НЕЙТРОНОВ


В докладе анализируется нестационарный процесс в реакторе при наличии обратных связей и пространственной зависимости доли запаздывающих нейтронов. Приводятся результаты качественного анализа пространственно-временной кинетики реактора в асимптотике при наличии пространственной зависимости доли запаздывающих нейтронов. Главный упор сделан на анализе численных расчетов переходных процессов до выхода реактора в асимптотику. Обсуждаются общие особенности временного поведения реактора при наличии больших подобластей с разной долей запаздывающих нейтронов.

Г.Г. КУЛИКОВ, В.А. АПСЭ, В.В. АРТИСЮК1, А.Н. ШМЕЛЕВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики


^ О ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИХ ПРЕИМУЩЕСТВАХ ПРИМЕНЕНИЯ РАДИОГЕННОГО СВИНЦА ДЛЯ ОХЛАЖДЕНИЯ
ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ


В докладе обсуждаются преимущества использования радиогенного свинца в качестве теплоносителя энергетических реакторов. Радиогенный свинец является продуктом распада урана и тория и попутно извлекается из урановых и ториевых месторождений. Он характеризуется различным изотопным составом, который главным образом зависит от соотношения урана и тория в добываемой руде. Применение радиогенного свинца в качестве теплоносителя в реакторах может улучшить их ядерную безопасность, повысить защищенность делящихся материалов и увеличить воспроизводство топлива, открывая тем самым новые возможности не только по улучшению нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, но и по расширению сферы их применения


В.В. ДРОВНИКОВ, М.В. ЕГОРОВ, Н.Ю. ЕГОРОВ, В.М. ЖИВУН, А.В. КАДУШКИН, В.В. КОВАЛЕНКО

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


РАЗРАБОТКА МЕТОДОВ ОПРЕДЕЛЕНИЯ АКТИВНОСТИ
ИСТОЧНИКОВ ГАММА-ИЗЛУЧЕНИЯ, НАХОДЯЩИХСЯ
ЗА ПОГЛОТИТЕЛЯМИ С АПРИОРНО НЕИЗВЕСТНЫМИ
СВОЙСТВАМИ


Предложены основанные на эффекте G-фактора методы определения характеристик источника гамма-излучения, находящегося за поглотителем с априорно неизвестными свойствами. Методы позволяют определять активности источников за поглотителем даже по одной гамма-линии обнаруженного радионуклида. Продемонстрирован метод «улучшения» энергетического разрешения сцинтилляционных спектрометров, повышающий достоверность идентификации обнаруженных радиоактивных источников. Приведены результаты экспериментов по определению радионуклидного состава и активностей радиоактивных источников, находящихся за различными поглотителями.

А.А. СЕМЁНОВ, Д.А. СОЛОВЬЁВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


МЕТОД ПОСТРОЕНИЯ МОДЕЛИ РЕАКТИМЕТРА


Алгоритмы оценки реактивности ядерного реактора по значениям тока ионизационных камер, заданным в дискретные моменты времени в аппаратуре, используемой на АЭС, хорошо известны. Однако непосредственное их использование в математических моделях энергоблока ограничено, поскольку шаг по времени в математической модели может изменяться в широких пределах. В докладе представлен подход к решению этой проблемы путем построения семейства методов оценки реактивности с разными порядками аппроксимации зависимости реактивности от времени.


В.Г. ЗИМИН, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, A.A. СЕМЁНОВ, М.Н. ЗИЗИН1, В.Д. Давиденко1, В.Ф. Цибульский1

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)

1Институт ядерных реакторов, РНЦ «Курчатовский Институт»


Расчетный анализ экспериментов

по определению коэффициентов реактивности
реактора ВВЭР-1000, 1-ая кампания 3-го блока
Калининской АЭС


Во время пуска 3-го блока Калининской АЭС с реактором ВВЭР-1000 было проведено большое количество экспериментов для определения коэффициентов реактивности реактора, выполненных как на МКУ, так и на энергетических уровнях мощности 40%, 75%, 90% и 100%. В докладе представлены результаты расчетного анализа экспериментов по определению температурного, плотностного и барометрического коэффициентов реактивности, мощностного коэффициента реактивности и коэффициента реактивности по концентрации борной кислоты. Расчеты реакторных экспериментов выполнялись по программному комплексу ПРОСТОР. Нейтронно-физическая библиотека для используемых в загрузке типов ТВС подготовлена по программе UNK. Представлены как результаты прямых расчётов коэффициентов реактивности, так и результаты моделирования экспериментальных методик.

Е.В. ЧЕРНОВ, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, В.Г. ЗИМИН

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


РАСЧЕТНЫЙ АНАЛИЗ ЭКСПЕРИМЕНТОВ ПО ОПРЕДЕЛЕНИЮ ЭФФЕКТИВНОСТИ ОРГАНОВ СУЗ ДЛЯ 1-ОЙ КАМПАНИИ
3-ГО БЛОКА КАЛИНИНСКОЙ АЭС


Был проведен расчетный анализ экспериментов по измерению эффективности регулирующих органов 3-го блока Калининской АЭС для 1-ой кампании, который показал, что для представительного сопоставления измеренных и расчетных данных необходимо численное моделирование регистрации нейтронного потока на боковых ионизационных камерах с помощью динамического трехмерного нейтронно-физического кода. В противном случае, результаты расчетов, даже по самым точным программам, дают систематическое отклонение от измеренных данных, что объясняется чувствительностью боковых камер к поведению нейтронного потока исключительно в периферийных топливных сборках активной зоны. Результаты динамических расчетов по программному комплексу «ПРОСТОР» показали хорошую сопоставимость измеренных и расчетных данных. Максимальное отклонение расчетных данных от измеренных значений снижается с 25% в статике до 4% в динамике.


Д.А. СОЛОВЬЁВ, А.А. СЕМЁНОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


БЛОК ОПТИМИЗАЦИИ БОРНОГО РЕГУЛИРОВАНИЯ ДЛЯ СНИЖЕНИЯ НАКОПЛЕНИЯ ЖИДКИХ РАДИОАКТИВНЫХ
^ ОТХОДОВ В ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМАХ ВВЭР-1000


В докладе представлено описание методики минимизации накопления ЖРО во время маневрирования мощностью. Предложен способ создания моделей малой размерности из полномасштабных трехмерных моделей. Для оптимизации используется модель малой размерности и метод
динамического программирования. Представлены результаты применения методики к переходным режимам.


Д.А. СОЛОВЬЁВ, С.Б. ВЫГОВСКИЙ, А.А. СЕМЁНОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


МЕТОДИКА ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТИВНОСТИ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРА НА МКУ ДЛЯ ВВЭР-1000


Представлена методика определения эффективности аварийной защиты (АЗ) на МКУ мощности с использованием экспериментальных данных по сбросу АЗ и трехмерной динамической модели активной зоны с моделью боковых ионизационных камер (БИК) системы АКНП. Актуальность предложенной методики в том, что результаты станционных измерений по показаниям БИК систематически занижают «вес» АЗ (от 15% до 20%), что объясняется чувствительностью БИК к изменению нейтронного потока исключительно в периферийных сборках (ТВС). Эффективность данной методики продемонстрирована на результатах численного моделирования измерения «веса» АЗ на МКУ мощности для 3-го блока Калининской АЭС. Использование данной методики приводит к увеличению погрешности определения полного «веса» АЗ по сравнению с погрешностью измерений всего на 2% и позволяет проводить представительное сопоставление расчетных результатов, полученных по статическим программам с измеренными данными.


А.М. ФЕДОСОВ

^ Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва


ОПТИМАЛЬНОЕ ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОПЛИВА ПРИ ВЫВОДЕ РЕАКТОРОВ РБМК ИЗ ЭКСПЛУАТАЦИИ


При остановке реактора РБМК для последующего вывода из эксплуатации в его активной зоне содержится довольно много слабо выгоревшего топлива, которое можно использовать в других реакторах этой же АЭС.

В докладе представлены результаты решения задач по оптимальному дожиганию топлива остановленных РБМК. На примере Игналинской АЭС рассмотрен оптимальный режим для системы из двух реакторов. На примере АЭС с РБМК-1000 исследуются возможности оптимизации дожигания на станциях с бóльшим числом реакторов. Оценивается энергопотенциал АЭС без подпитки топливом извне, только за счет перестановки ТВС из других реакторов.

А.А. АНДРИАНОВ, В.М. МУРОГОВ, А.С. ПРЯХИН1, Я. ЯНЕВ1

^ Обнинский государственный технический университет атомной энергетики (ИАТЭ), Обнинск, Россия

1Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), Вена, Австрия


МОДЕЛЬ СОХРАНЕНИя ЗНАНИЙ ПО БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ


Несмотря на невостребованность энергетическим рынком сегодня, быстрые реакторы (БР) в замкнутом ядерном топливном цикле являются основой полномасштабного развития ядерной энергетики будущего.Этим обусловлена инициатива и практические шаги МАГАТЭ по объединению усилий ведущих ядерных стран по разработке проекта по сохранению знаний в области научно-технических проблем создания БР.В докладе приведена математико-логическая модель для сохранения знаний по научно-техническим вопросам создания БР:taxonomy,инженерная модель АЭС с БР модель ЯТЙ с БР.


В.Ф. ШИКАЛОВ

^ Российский научный центр "Курчатовский институт", Москва


ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ
ПОДКРИТИЧНОСТИ И КОНТРОЛЬ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ПРИ АВАРИЯХ НА АЭС С РАЗРУШЕНИЕМ ТОПЛИВА


Представлены данные по опыту организации и проведения экспериментальных исследований подкритичности и контроля ядерной безопасности при авариях на АЭС с разрушением топлива. Обсуждаются методические основы контроля размножающих свойств при стационарном состоянии контролируемого объекта и при вмешательстве в сложившуюся систему. Рассмотрены принципы построения системы контроля на основе непрерывного наблюдения скорости счёта по каналам контроля нейтронного потока пассивным методом и периодической оценке размножающих свойств с внесением возмущений от импульсного нейтронного генератора. Приводятся экспериментальные данные по оценке Кэф на уроне 0,65 . Реализованы методические приёмы оценки физической достоверности полученных результатов амплитудным анализом и методами статистической обработки данных первичной регистрации. Определены требования по мерам обеспечения и контролю ядерной безопасности для конкретных условий.

А.В. КРАЮШКИН

^ Российский научный центр “Курчатовский институт”, Москва


О ВЕЛИЧИНЕ ВСПЛЕСКА НЕЙТРОННОЙ МОЩНОСТИ
ПРИ АВАРИИ НА 4-М ЭНЕРГОБЛОКЕ ЧЕРНОБЫЛЬСКОЙ АЭС. (РОЛЬ ПЛАВЛЕНИЯ ТОПЛИВА)


Проведенное моделирование аварии на 4-м энергоблоке Чернобыльской АЭС показывает, что высота всплеска нейтронной мощности в аварии могла составлять несколько сотен номиналов. Однако определенная по проникновению Cs137 величина температуры графита бокового отражателя в момент аварии составила 1500-20000С. Такая температура указывает на то, что величина всплеска была, как минимум, на два порядка выше.

Для объяснения этого различия необходимо остановиться на одном моменте. Отрицательная обратная связь на допплер-эффекте оказывается мощным фактором, ограничивающим высоту “нейтронной вспышки”. Однако, при достижении топливом температуры плавления на короткое время рост температуры топлива приостанавливается. На это время действие допплер-эффекта также приостанавливается и это, как оказывается, увеличивает высоту “нейтронной вспышки” на порядки.

Таким образом, учет плавления (а далее и испарения) топлива принципиально изменяет результаты.


Ю.В. ВОЛКОВ, Д.С. САМОХИН

^ Обнинский государственный технический университет атомной энергетики


МЕТОДЫ ЭКСПЕРТНОГО ОПРОСА В ОЦЕНКЕ ПОКАЗАТЕЛЕЙ НАДЕЖНОСТИ ПЕРСОНАЛА И ОБОРУДОВАНИЯ

ЭНЕРГОБЛОКОВ АС


Работа посвящена методам оценки показателей надежности персонала и оборудования энергоблоков АС по данным экспертного опроса. Выделены четыре типа ошибок персонала и рассмотрены возможности оценок интенсивностей ошибок заданного типа. Представлен подход к анализу показателей надежности оборудования, не имеющего статистику по отказам. Приведены результаты обработки мнений трех разных экспертных групп и проведен их анализ на согласованность. Даны рекомендации по использованию результатов работы в оценке эффективности мероприятий по техническому обеспечению безопасности АЭС.

Г.Н. ВЛАСИЧЕВ

^ Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е.Алексеева


О феноменологии аварий с плавлением материалов активной зоны реактора БН


В анализе безопасности РБН принято деление запроектной аварии на четыре стадии: начальную, переходную, послеаварийного перемещения материалов и послеаварийного отвода тепла. Образующиеся на переходной стадии в результате перемещения и затвердевания расплава оболочек твэлов стальные блокировки каналов препятствуют течению жидкого топлива вниз и образуют твердое основание для бассейна. Для перемещения топлива в каналах требуется расплавить блокировки. После остановки реактора это возможно в случае недостаточного теплоотвода к окружающим ТВС. При проплавлении блокировки расплав будет затекать в каналы между еще твердыми частями твэлов на некоторую длину, затвердевая там и снова образуя слой блокировок. В результате, процесс продвижения тепловыделяющей массы будет иметь не плавный, а прерывистый характер и будет состоять из повторяющихся этапов: проплавление слоя блокировки, затекание расплава на некоторую длину и затвердевание, плавление следующего слоя и т.д.


К.А. БОБРОВА

^ ФГУП «СКЦ Росатома», Москва


ВОЗМОЖНЫЙ ПОДХОД К СОВЕРШЕНСТВОВАНИЮ СИСТЕМЫ КОНТРОЛЯ И УПРАВЛЕНИЯ ЯМ


Дано общее описание одного их подходов к повышению эффективности существующих СУиК с использованием технических средств для решения задач мониторинга операций в СУиК ЯМ, получившего название система МОМ. Проанализированы источники информации, необходимые для контроля операций с ЯМ на ЯРОО. Описаны задачи и функции подобной системы. Разработана Концепция применения системы МОМ, включающая в себя модели внутренних нарушителей и определения последствий преднамеренных действий внутренних нарушителей на объекте.

H.Л. ЧИЧУЛИН, А.С. КУЛАКОВ

^ Российский научный центр «Курчатовский институт», Москва


РЕАЛИЗАЦИЯ МЕТОДА РЕЙХА–МУРА В КОДЕ MCU
С ПОМОЩЬЮ ПРОГРАММЫ TREND


Разработана программа TREND, предназначенная для восстановления нейтронных сечений изотопов в области разрешённых резонансов по данным международных библиотек оцененных ядерных данных ENDF/B, JEFF, JENDL, BROND с использованием формализма Рейха-Мура и расчёта доплеровского уширения полученных сечений в классическом приближении. Программа TREND интегрирована в комплексный код MCU реакторного расчёта по методу Монте-Карло. С совместным использованием программ TREND и MCU проведена оценка данных банка РОСФОНД по изотопам урана и плутония в сравнении с данными Международного банка ICSBEP.


Ю.С. СОРОКИН, С.Л. БОРИСОВ, А.К. ПОДШИБЯКИН,

С.И. ПАНТЮШИН

^ ОАО Опытное конструкторское бюро «Гидропресс»


ОПЫТ ВЫПОЛНЕНИЯ АНАЛИЗОВ БЕЗОПАСНОСТИ РУ ВВЭР
С УЧЕТОМ РАБОТЫ ПАССИВНЫХ СИСТЕМ


В результате выполнения анализов безопасности обосновываются параметры и характеристики систем, удовлетворяющих критериям безопасности в определяющих проектную основу систем проектных (ПА) и запроектных (ЗПА) авариях. При этом существенным является подход к учету единичного отказа и учета работы всей совокупности систем при ПА и ЗПА, соответственно. Так в базовом проекте РУ В-392 параметры и характеристики ГЕ-1 выбраны с учетом единичного отказа и без учета работы ГЕ-2 и СПОТ. Такой подход применяется при обосновании проекта серийной реакторной установки В-320, в которой отсутствуют ГЕ-2 и СПОТ, а также проектов В-412 и В-448, в которых эти системы предусмотрены. При обосновании проектов РУ В-392М для АЭС-2006 и В-466Б учитывалась работа всей совокупности систем, как при анализах ПА, так и при анализах ЗПА.


С.Н. Филимонов1,2, В.В. Артисюк2

^ 1Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

2НОУ «Центральный институт повышения квалификации», Обнинск


Верификация программного комплекса SCALE 5
на внутритвэльных эффектах выгорания


Неравномерность изменения изотопного состава по радиусу топливной таблетки легководяных реакторов c UOX и MOX топливом, в частности накопление и трансмутация плутония приводит к образованию так называемого «rim»-эффекта, который является лимитирующим фактором достижимой глубины выгорания.

В данной работе проводилась верификация программного комплекса SCALE на известных экспериментах по микроанализу топливных композиций ядерных энергетических реакторов. А также дается расчетное обоснование топливных композиций ориентированных на глубокое выгорание со снижением внутритвэльных неоднородностей по изотопному составу и тепловыделению.


И.С. ЛИСИЦЫН, А.И. ФЕДОСЕЕВ, Н.Л. ЧИЧУЛИН

^ ФГУ РНЦ «Курчатовский институт», Москва


МОДУЛЬ ВИЗУАЛИЗАЦИИ ДЛЯ ДИНАМИЧЕСКОГО

НЕЙТРОННО-ТЕПЛОГИДРАВЛИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА SERB


На основе теплогидравлического кода SERPENT и нейтронно-физического BARS создан программный комплекс для проведения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов динамики ядерных энергетических установок. Усложнение и детализация расчётных моделей требует разработки программных средств визуализации расчётных схем и пространственного распределения нейтронно-физических и теплогидравлических параметров рассчитываемого объекта. Приводятся результаты расчёта переходных и динамических процессов ЯЭУ для плавучего энергоблока.


А.Л. ЧЕРЕЗОВ, Н.В. ЩУКИН

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


ПРИМЕНЕНИЕ МЕТОДА СПЕКТРАЛЬНОГО ПРОЕКТИРОВАНИЯ ДЛЯ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЭФФЕКТОВ РЕАКТИВНОСТИ
ПО ПОКАЗАНИЯМ ДАТЧИКОВ ВРК


Предлагаются простые аналитические и численные модели, описывающие нестационарные пространственно-распределённые нейтронно-физические процессы и их регистрацию с помощью дискретных датчиков. Исследуется метод, основанный на процедуре спектральной проекции восстановленного по датчикам нейтронного поля. Приведено его теоретическое обоснование. Представлены результаты сравнения этого метода с другими на примерах задач об определении веса поглощающего стержня и измерениях глубин подкритичности реактора (одномерное, односкоростное диффузионное приближение). Варьировался состав среды реактора.


А.Л. ЧЕРЕЗОВ, Н.В. ЩУКИН

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


^ НОВОЕ ПРОГРАММНОЕ СРЕДСТВО ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ КИНЕТИКИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ NEUTRON3D


Разработано программное средство численного решения нестационарного уравнения переноса нейтронов в диффузионном многогрупповом приближении на трехмерной прямоугольной расчетной сетке. За основу взяты вычислительные алгоритмы, использованные в программном комплексе РОСА (конечно-разностная аппроксимация, метод Эйлера). Программа Neutron3D предназначена для выполнения приближенных расчетов нейтронных полей в размножающих системах. Реализована возможность вычисления основных функционалов нейтронного поля (Кэфф, мощность, коэффициенты неравномерности, время жизни мгновенных нейтронов). Главной особенностью Neutron3D является пользовательский интерфейс, развиваемый как интуитивно-понятное для человека средство взаимодействия с программой. Это делает предложенное средство простым в освоении и удобным в использовании при концептуальном проектировании ядерных реакторов.


АУНГ БО ХЕЙН, МИН МИН СО,

научный руководитель В.И. НАУМОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


АНАЛИЗ КОМБИНИРОВАННЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛОВ
НА ОСНОВЕ СЛАБО ОБОГАЩЁННОГО УРАНА И ТОРИЯ
В РЕАКТОРАХ ТИПА CANDU


В докладе приведены результаты анализа ряда вариантов комбинированных топливных циклов, основанных на частичной загрузке реактора типа CANDU ториевыми ТВС и использовании слабо обогащённого уранового топлива. Проведен сравнительный анализ открытого топливного цикла по урану и торию и вариант закрытого цикла только по торию. Анализируется гипотетическая возможность реализации замкнутого топливного цикла по торию без выделения урана-233. В качестве критериев для сравнения различных вариантов использованы расходы природных ресурсов урана и тория, расход ядерного топлива в виде ТВС, объём разделительной работы для производства обогащённого урана. Показана возможность существенного сокращения потребления природного урана.


С.В. Мастеров, В.Б. Глебов

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


КОЛИЧЕСТВЕННАЯ ОЦЕНКА ЗАЩИЩЕННОСТИ

ДЕЛЯЩИХСЯ МАТЕРИАЛОВ В ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ

ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ


Предложены теоретические основы для анализа внутренней защищенности урансодержащих материалов. Описаны принципы построения критерия защищенности на основе критерия Марка-Хиппеля-Лимана, дающего оценку относительного энерговыхода цепной реакции деления в надкритической системе. В качестве репера принимается 20%-уран, рассматриваемый в настоящее время как безопасный в классе высокообогащенных урановых материалов. Оценка делается в рамках простейшей модели сбора надкритической массы с учетом ограничений по количеству материала. Проведены оценки свойства самозащищенности металлического урана различного обогащения. На основе данного метода, предложен алгоритм оценки степени денатурации высокообогащенного урана, посредством повышения его нейтронного фона.

Д.В. ЯНЧЕНКО, Н.В. ЛИПИН,
научный руководитель М.Ю. ТЕРНОВЫХ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


РЕАЛИЗАЦИЯ ВОЗМОЖНОСТЕЙ ПРОГРАММЫ SCALE-5

ДЛЯ МОДЕЛИРОВАНИЯ ВЫГОРАНИЯ ТВС ВВЭР


Модуль TRITON программы SCALE-5 предназначен для моделирования многозонного выгорания в прямоугольной двумерной геометрии. Рассмотрены возможности моделирования выгорания ТВС реакторов типа ВВЭР с треугольной решеткой твэлов. Оценено влияние моделей на изотопный состав облученного топлива. Получены результаты для анализа rim-эффекта в твэлах и влияния неоднородностей в решетке твэлов на характеристики облученного топлива.


П.В. ГОРДИЕНКО,
научный руководитель В.А. АПСЭ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


ЗАЩИТА РЕАКТОРНОГО ПЛУТОНИЯ ОТ РАСПРОСТРАНЕНИЯ МЕТОДОМ ИЗОТОПНОЙ ДЕНАТУРАЦИИ


В докладе описана методика расчета временного поведения температурного поля в многослойной сферической системе путем решения нестационарного уравнения теплопроводности для одномерной сферической геометрии. Параметрами этого уравнения являются удельная теплоемкость и теплопроводность используемых материалов, которые в свою очередь зависят от температуры. Таким образом, решаемая задача является существенно нелинейной. Предложен способ учета температурной зависимости теплоемкости и теплопроводности материалов ядерного взрывного устройства при решении уравнения переноса тепла. Определены уровни содержания 238Pu в реакторном плутонии, которые делают его абсолютно непривлекательным для ядерных террористов из-за невозможности использования в ядерных взрывных устройствах.


П.Е. ХАРИТОНОВ,
научный руководитель Г.В. ТИХОМИРОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


МОДЕЛИРОВАНИЕ ВЫГОРАНИЯ ДИСПЕРСИОННОГО
ТОПЛИВА В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРАХ


В целях обоснования возможности использования упрощенных геометрических моделей ТВС исследовательских реакторов при переходе на топливо с пониженным обогащением разработаны различные модели ТВС реактора ИРТ для программы MCNP.

Проведена верификация моделей на основе расчетов коэффициентов размножения и коэффициентов чувствительности. Проведены оценки эффектов гомогенизации микротвэлов в дисперсионном топливе. Подготовлены исходные данные для моделирования выгорания ядерного топлива ИРТ с помощью программного комплекса Multiburns. Представлены результаты расчетов изменения изотопного состава отработавшего ядерного топлива реактора ИРТ с различным обогащением для различных геометрических моделей.


Д.Н. СКОРОХОДОВ,
научный руководитель Г.В. ТИХОМИРОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


Особенности использования программ на основе метода Монте-Карло для расчетов энерговыделения в активных зонах ядерных реакторов


Разработана двумерная модель активной зоны реактора ВВЭР-1000 с учетом гетерогенной структуры каждой ТВС для программы MCNP. Проведены расчеты потвэльного энерговыделения. Продемонстрировано наличие систематической погрешности расчета, превышающей величину статистической оценки ошибки.

Выдвинута гипотеза о природе обнаруженной погрешности. Для проверки выдвинутой гипотезы построена простая геометрическая модель, в которой легко моделировать «малые» и «большие» системы с точки зрения пробега нейтронов. На основе анализа результатов модельных расчетов предложен алгоритм учёта систематической погрешности для расчётов активных зон реакторов с помощью программ, основанных на методе Монте-Карло.

А.В. ЕГОРОВ, В.В. АРТИСЮК^ 1

Обнинский государственный технический университет атомной энергетики

1НОУ «Центральный институт повышения квалификации», Обнинск


НЕЙТРОНО-ФИЗИЧЕСКИЕ АСПЕКТЫ ПРИМЕНЕНИЯ
УРАН-БЕРИЛЛИЕВОГО ТОПЛИВА


В настоящее время одним из перспективных видов топлива позволяющим добиться высокого выгорания рассматривается уран-бериллиевое топливо. У уран-бериллиевого топлива по сравнению с обычным топливом для легководного реактора существенно больше (порядка 50%) теплопроводность, это позволяет уменьшить градиент температур вокруг топливной таблетки, уменьшить термическую напряженность топлива и продлить его работу в реакторе. Но при использовании стандартной ячейки легководного реактора некоторые коэффициенты реактивности в конце работы топлива принимают положительное значение. Данная проблема решается подбором отношения шага решетки к диаметру топливной таблетки. Расчеты проводились с помощью программного комплекса SCALE 5.


А.Е.КОНДРУШИН

^ Обнинский государственный технический университет атомной энергетики.


АНАЛИЗ НАДЕЖНОСТИ ПЕРСОНАЛА ПО СТАТИСТИКЕ
ИНЦИДЕНТОВ НА АЭС РФ


Проведен анализ надежности персонала по статистики инцидентов на АЭС РФ. Получено, что время между инцидентами подчиняется распределению Вейбулла. Предложена математическая модель обосновывающая возникновение данного распределения. Предлагается рассматривать плотность распределения Вейбулла как плотность распределения расстояния от произвольной точки до ближайшей к ней в пуассоновских ансамблей в n-мерном фазовом пространстве. Проведена оценка интенсивности отказов при последующей эксплуатации АЭС.


И.В. ШАМАНИН, А.В. ГОДОВЫХ, П.А. СЕЛЕЗНЕВ

^ Томский политехнический университет


РЕЗОНАНСНОЕ ПОГЛОЩЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В ТОРИЙ-СОДЕРЖАЩИХ МНОГОСЛОЙНЫХ РАЗМНОЖАЮЩИХ СИСТЕМАХ


Приведены результаты численных экспериментов, определяющие границы области значений отношения Vзам/Vтоп (объем замедлителя/объем топлива), в которой наблюдается аномалия в ходе зависимости резонансного поглощения. Ее существование доказывает физические преимущества Th232 по сравнению с U238 при использовании в качестве воспроизводящего материала в составе ядерного топлива. Доказано существование ранее теоретически обнаруженной аномалии в зависимости резонансного поглощения в размножающей среде от отношения “объем замедлителя/объем топлива”, вызванной заменой сырьевого нуклида U238 на сырьевой нуклид Th232 . Приведены результаты, позволяющие определить материальные и геометрические параметры структуры размножающей среды, сочетание которых обеспечивает возможность создания тепловыделяющих элементов ядерных реакторов повышенной безопасности.


О.В. МИТРОФАНОВА

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


УСЛОВИЯ ВОЗНИКНОВЕНИЯ КРИЗИСА ТЕРМОДИНАМИЧЕСКОЙ УСТОЙЧИВОСТИ ВИХРЕВОГО ДВИЖЕНИЯ


Выявлены общие закономерности кризисной перестройки вихревой структуры движущейся среды для различных кризисных явлений, обусловленные минимизацией диссипативных потерь в гидродинамических системах.

Показано, что перестройку внутренней структуры потока можно связать с возникновением «кризиса» устойчивости реальной термодинамической системы.

Рассмотрены условия критического перехода к винтовому характеру течения закрученного потока и кризисной перестройки полей давления и скорости в вязких и невязких течениях.

Получены уравнения для скорости изменения спиральности в динамической жидкостной системе. Для удобства проведения инженерных расчетов уравнения представлены в размерном, безразмерном и критериальном виде.

А.Б. КРУГЛОВ, В.Б. КРУГЛОВ, О.В. МИТРОФАНОВА,
Л.С. КОКОРЕВ, П.П. ЕГОРЦОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


РАЗРАБОТКА ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНОГО СТЕНДА
ДЛЯ ИССЛЕДОВАНИЯ МЕХАНИЗМОВ ГЕНЕРАЦИИ
КРУПНОМАСШТАБНЫХ ВИХРЕВЫХ СТРУКТУР

^ В ПОТОКАХ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕЙ


Целью предпринимаемых исследований является решение проблемы повышения безопасности работы ЯЭУ с реакторными установками корпусного типа. Разрабатываемый экспериментальный стенд в сочетании с использованием акустических и оптических методов измерений предназначен для исследования механизмов генерации крупномасштабных вихрей в каналах сложной геометрии и вихревого эффекта. Стенд обеспечивает максимальный расход воды 12 м3/час и давление до 0,6 МПа, оснащен ультразвуковым расходомером, а также приборами измерения давления и температуры. Рабочий участок для визуализации вихревых структур выполнен из прозрачного материала, что позволяет проводить фотографирование и вести скоростную видеосъёмку.


О.В. МИТРОФАНОВА, П.П. ЕГОРЦОВ

^ Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


ИССЛЕДОВАНИЕ АКУСТИЧЕСКОГО ТЕЧЕНИЯ НА ПРИМЕРЕ ИМПАКТНОЙ ЗАКРУЧЕННОЙ СТРУИ


Для определения условий возникновения критического режима истечения при натекании закрученного потока на преграду, сопровождающегося возникновением акустических колебаний и генерацией стоячего звукового поля, создана экспериментальная установка и разработан специальный метод измерений акустических параметров течения в сочетании с использованием способов визуализации вихревой структуры потока.

Проведение экспериментальных исследований предпринято с целью создания адекватной физико-математической модели для описания процессов движения и тепломассообмена в импактных закрученных течениях, имеющих место в различных технических устройствах (камерах сгорания, коллекторных системах ядерных реакторов, газотурбинных двигателях, вихревых аппаратах различного назначения, циклонных камерах и т.д.), а также для предотвращения опасных эксплуатационных режимов, обусловленных возникновением резонансных эффектов.

И.И. НОВИКОВ1, Л.С. КОКОРЕВ2, О.В. МИТРОФАНОВА2

^ 1Институт металлургии и материаловедения им. Байкова (РАН)

2Московский инженерно-физический институт (государственный университет)


СТРУКТУРНЫЕ ФАЗОВЫЕ ПЕРЕХОДЫ ВТОРОГО РОДА


Фазовый переход в молекулярном водороде из пара в ортофазу, связанный с переориентацией магнитных моментов ядер, обусловлен реальным существованием скрытых («молекулярных») магнитных полей, предсказанных П. Вейссом (1907) и Б.Л. Розингом (1892). Эти поля проистекают из существования кванта магнитного поля, предсказанного Ф. Лондоном (1950) и эквивалентного ему монополя П. Дирака (1931).

Существование ортофазы Н2 имеет свойство ядерно-магнитного резонанса с тепловым возбуждением на скрытом магнитном поле – ЯМТР. Скрытость «молекулярного» магнитного поля обусловлена принципом Паули для термодинамически равновесных систем и раскрывается в магнитомеханических явлениях, вихревых течениях, процессах текучести, например, на