Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Ляшко И.А. (lyashko@secnrs.ru), Курбатова М.В. (mkurbatova@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В статье приведено описание методов и подходов, принятых при разработке руководства по безопасности «Радиационные и теплофизические характеристики отработавшего ядерного топлива водо-водяных энергетических реакторов и реакторов большой мощности канальных» (РБ-093-14), а также описание разработанного на его основе программного комплекса «Калькулятор радиационных и тепло-физических характеристик ОЯТ». Даны конкретные примеры использования программного комплекса и продемонстрированы его возможности при решении задач по оценке радиационных и теплофизических характеристик отработавшего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Software SNF calculator based on safety guide radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel (RB-093-14)

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Lyashko I., Kurbatova M. («SEC NRS»).

Methods and approaches used in the developed safety guide «Radiation and thermal characteristics of VVER and RBMK spent nuclear fuel» (RB-093-14) are presented in this paper. Software “Radiation and thermal characteristics Calculator of spent nuclear fuel”, based on safety guide (RB-093-14), is describes in this paper too. Moreover specific examples of its using and demonstration of its versatility during solving the problems of estimating radiation and thermal characteristics of VVER-1000, VVER-440 and RBMK-1000 spent nuclear fuel also shown in this paper.

Курындин А.В., к.т.н. (kuryndin@secnrs.ru), Строганов А.А., к.ф.-м.н. (stroganov@secnrs.ru), Киркин А.М. (kirkin@secnrs.ru), Карякин М.Ю. (karyakin@secnrs.ru) (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).

В работе приведены результаты расчетного исследования температурных режимов конструкционных элементов ТУК-153, загруженного ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, а также результаты расчетно-экспериментальных исследований, проведенных с целью верификации методов и подходов, использованных при создании расчетных моделей.

Скачать статью целиком можно в формате PDF.

Computational and experimental study of temperature condition of cask TUK 153 loaded with VVER-1000 SNF

Kuryndin A., Ph. D., Stroganov A., Ph. D., Kirkin A., Karyakin M. (SEC NRS).

This paper presents the results of computational study of temperature condition of cask TUK-153 loaded with VVER-1000 SNF and results of computational and experimental study performed to justify methods and approaches used in computational models.

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.

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

Киркин А.М., Курындин А.В., к. т. н., Строганов А.А., к. ф-м. н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»).
В работе приведены результаты расчетного исследования показателей ядерной и расчетно-экспе- риментального исследования показателей радиационной безопасности транспортирования отработав- шего ядерного топлива реакторов ВВЭР-1000 в транспортном упаковочном комплекте нового поколения ТУК-153. Показано, что конструкция ТУК-153 обеспечивает выполнение критериев по ядерной без- опасности с большим запасом, однако мощность дозы на регламентируемом НП-053-04 расстоянии в 2 метрах от поверхности транспортного средства может достигать 90 % от допустимого значе- ния. Консервативность используемых авторами методов и подходов к созданию расчетных моделей под- тверждена экспериментально.
Статью целиком можно скачать в формате PDF.

Calculational and experimental research
Of nuclear and radiation safety indicators during SNF transportation in cask TUK-153

Kirkin A.M., Kuryndin A.V., Ph. D., Stroganov A.A., Ph. D. (SEC NRS).
This paper presents the results of calculation research of nuclear safety indicators and calculation and experimental research of radiation safety indicators of transportation VVER-1000 spent nuclear fuel in cask TUK-153. The article also shows that design of TUK-153 provides nuclear safety criterion by wide margin, however, the dose rates on 2 meters from the vehicle surface can amount to 90 % by limit value. The conservatism of used methods and approaches to the computational models creation is confirmed experimentally.

И.А. Ляшко, А.М. Киркин, А.В. Курындин, А.А. Строганов, ФБУ «НТЦ ЯРБ», г. Москва, lyashko@secnrs.ru.

По материалам X Юбилейной Российской научной конференции «Радиационная защита и радиационная безопасностm в ядерных технологиях», прошедшей в России (г. Москва – г. Обнинск) в НОУ ДПО «ЦИПК Росатома» и ИБРАЭ РАН, с 22 по 25 сентября 2015 года.

В 2014 году специалистами ФБУ «НТЦ ЯРБ» разработано три блока информационной системы поддержки принятия регулирующих решений при транспортировании ОЯТ реакторов ВВЭР-1000, ВВЭР-440 и РБМК-1000 в транспортных упаковочных комплектах нового поколения ТУК‑146, ТУК‑140 и ТУК‑109Т, соответственно. Информационная система совмещает в себе как аналитическую часть, позволяющую представить общую картину и отследить «тонкие места» в обеспечении безопасности на основе требований действующих нормативных документов, так и расчетную – для возможности оперативного проведения оценок показателей, определяющих безопасность транспортирования ОЯТ при нормальных условиях и в случае аварии, требующей от пользователя только знания известных и/или измеряемых характеристик перевозимого топлива. При создании информационной системы на практике реализованы принципы, подходы и методы, которые, при необходимости, можно будет использовать для решения аналогичных задач для других типов транспортных контейнеров.

В докладе представлено описание заложенной в информационной системе методологии оценки показателей ядерной и радиационной безопасности при транспортировании ОЯТ и особенностей указанных блоков информационной системы.

Доклад целиком доступен для скачивания в формате PDF.

Бородкин П.Г., Хренников Н.Н., к.ф.-м.н. (ФБУ «НТЦ ЯРБ»)

Представлен анализ выявленных закономерностей формирования полей нейтронов вне активной зоны (на корпусах и опорных конструкциях реактора) ВВЭР-1000, а также предложен и разработан новый метод подготовки модели источника нейтронов для расчета переноса нейтронов на основе фактических распределений полей энерговыделения, полученных в системе внутриреакторного контроля. Этот метод реализован в методике расчета флюенса быстрых нейтронов на корпусах реакторов ВВЭР-1000.

Приведены недавно полученные на АЭС с ВВЭР-1000 экспериментальные данные, используемые для апробации разработанного метода, которые позволяют отслеживать детальное распределение параметров радиационной нагрузки на корпусах и опорных конструкциях реактора ВВЭР-1000 и могут быть использованы как для валидации расчетных методик функционалов поля нейтронов, так и для других прикладных направлений исследования полей нейтронов внутри и вне активной зоны реакторов ВВЭР-1000.

Введение

C целью обеспечения надежной и безопасной работы действующих и вводимых в эксплуатацию энергоблоков необходимо осуществлять надежный контроль параметров и характеристик реактора, которые определяют безопасность как активной зоны, так и оборудования реактора [1].

В частности, в соответствии с требованиями нормативных документов (НП-082-07, НП-006-98, ПНАЭ-Г-008-89, РБ-007-99, РБ-018-01), необходимо достоверно контролировать распределение энерговыделения в активной зоне реакторов типа ВВЭР, оценивать выгорание топлива и определять параметры радиационной нагрузки (флюенс, скорость накопления флюенса (СНФ) и другие функционалы поля нейтронов (ФПН)) на корпусе реактора (КР) и опорных конструкциях реактора (ОКР). Оценка радиационной нагрузки проводится расчетным путем с использованием результатов нейтронно-физических расчетов (штатная методика) и эксплуатационных реакторных данных (новый метод, предложенный в работе). Измерения за корпусом реактора в фактических реакторных условиях позволяют получить скорости реакций и активности нейтронно-активационных детекторов (НАД). Анализ расчетных и экспериментальных ФПН позволяет оценить параметры радиационной нагрузки и их неопределенность.

В работе приведен новый метод подготовки источника и оценка его вклада в уточнение флюенса на КР и ОКР. Полная версия статьи доступна по ссылке.