Синегрибов С.В., Аникин А.Ю., Курындин А.В. (ФБУ «НТЦ ЯРБ», Москва, Россия).

По материалам межотраслевого научно-технического семинара «Расчетные и экспериментальные исследования динамики ядерных энергетических установок», г. Сосновый бор, 20 – 22 октября 2015 года.

В рамках продолжения работы по верификации SERPENT для оценки ядерной безопасности объектов использования атомной энергии проведены дополнительные исследования с топливом, аналогичным топливу российских ядерных энергетических установок.

В частности, на основе расчетного бенчмарк-эксперимента выполнена оценка точности расчета К_эфф квазистационарных состояний активной зоны реактора ВВЭР 1000 со смешенной загрузкой уранового и МОКС-топлива. Для этого разработана полномасштабная двумерная модель, содержащая активную зону реактора, выгородку, корзину и корпус реактора. Все тепловыделяющие сборки в активной зоне являются профилированными и содержат твэги с гадолинием в качестве выгорающего поглотителя нейтронов. Кроме того, в модели учитывается, что в активную зону загружены ТВС с 4-х годичным топливным циклом для уранового топлива и 3 х годичным – для МОКС-топлива, то есть сборки в активной зоне имеют различное выгорание.

На рисунке представлен разрез модели активной зоны для состояния с опущенными стержнями аварийной защиты (слева) и соответствующее данному состоянию распределение потока тепловых нейтронов, полученное с использованием ПС SERPENT (справа). Результаты расчета показали, что значения, полученные с использованием ПС SERPENT, незначительно отличаются от значений аттестованных ПС MCU и MCNP, и находятся, как правило, в диапазоне между их значениями, что говорит о высокой степени точности ПС SERPENT.

Помимо вышесказанного в докладе кратко представлены результаты расчетов ранее выполненных бенчмарк-экспериментов с топливом, аналогичным топливу российских реакторов.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Сорокин В.Т., Демин А.В., Кащеев В.В. (АО «Атомпроект») Гатауллин Р.М., Меделяев И.А. (ОАО «345 механический завод»)

Проведено радиационное обоснование использования бетонных контейнеров типа НЗК для кондиционирования радиоактивных отходов 3 класса.

Статью целиком вы можете скачать в формате PDF.

Radiation and feasibility study aspects in respect to application of NZK-150-1,5P containers at radioactive waste conditioning

Radiation and feasibility study with regard to application of the NZK-type reinforced concrete containers for radioactive waste conditioning of the III-rd class was carried out.

По материалам кандидатской диссертации С.А. Шевченко, ФБУ «НТЦ ЯРБ».

Понятие реактивности является одним из основных в физике, методах расчета и обосновании безопасности ядерных реакторов.

В соответствии с требованиями действующих федеральных норм и правил в области использования атомной энергии результаты выполненных в процессе проектирования расчетов эффективности аварийной защиты и других связанных с реактивностью характеристик активной зоны реакторной установки, должны быть подтверждены путем измерений этих характеристик, выполняемых на минимально контролируемом уровне мощности во время физического пуска реакторной установки (п.п. 3.1.1, 3.1.3 и 3.1.10 «Правила ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», НП-082-07).

Сопоставление измеренных и рассчитанных характеристик реактора, определяемых через реактивность, необходимость которого вытекает из указанных требований НП-082-07, является неотъемлемой частью обоснования безопасности АЭС. Убедиться в корректности проведения таких сопоставлений – важная задача органа регулирования безопасности при использовании атомной энергии (Ростехнадзора).

При определении эффективности аварийной защиты и групп органов регулирования системы управления и защиты методом сброса стержней на АЭС с ВВЭР, измерение реактивности осуществляется с помощью ионизационных камер, расположенных за пределами активной зоны в бетоне биологической защиты РУ, сигнал которых обрабатывается реактиметром с использованием обращенного решения уравнения кинетики. Таким образом, измерение величины реактивности на самом деле осуществляется определением этой величины расчетно-экспериментальным путем. Поэтому исследование расчетного моделирования измерения реактивности и подходов по сопоставлению этих расчетов с результатами измерений, являются важными задачами, как регулирования, так и обеспечения безопасности АЭС с ВВЭР.

Диссертация посвящена развитию и разработке методов расчетного моделирования ввода больших отрицательных реактивностей в эксплуатируемых реакторах ВВЭР-1000 и верификации соответствующих алгоритмов расчетов, и поэтому, является актуальной.

https://www.youtube.com/watch?v=AKRxfkaZPl0