Исследования радиационного тепловыделения в реакторе БОР-60

По материалам доклада на Нейтронике-2012, ОПУБЛИКОВАНО 18.11.2012

С 30 октября по 2 ноября на базе ГНЦ РФ-ФЭИ прошёл межведомственный XXIII семинар "Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики с замкнутым топливным циклом (Нейтроника-2012)".

На секции семинара, посвящённой анализу и исследованиям нейтронно-физических характеристик реакторных установок, был, в частности, представлен доклад, подготовленный группой авторов (А.В. Варивцев, И.Ю. Жемков, О.В. Ишунина, Ю.В. Набойщиков, В.А. Неверов) из НИИАРа.

Тема доклада - расчётно-экспериментальные исследования радиационного тепловыделения в реакторе БОР-60.

Полный текст доклада доступен в сборнике тезисов конференции "Нейтроника-2012".

Данный доклад с некоторыми изменениями был также опубликован в журнале "Известия вузов. Ядерная энергетика".

Введение

Авторы доклада напоминают, что проекты перспективных ядерных реакторов на быстрых нейтронах требуют новых конструкционных материалов, способных длительно сохранять свои свойства в экстремальных условиях работы. Выполнить обоснование для новых материалов возможно с помощью реакторных испытаний образцов при заданных условиях с контролируемыми параметрами.

Реактор БОР-60 лучше всего подходит по своим характеристикам и температурным режимам для испытаний материалов быстрых реакторов. Однако возможности БОР-60 в части контроля условий облучения ограничены. По этим причине, требуется постоянно совершенствовать расчётные методики определения параметров испытаний образцов, в частности, такой важной характеристики, как температура облучаемых образцов.

Температура облучаемых образцов, в свою очередь, зависит от конструкции используемого облучательного устройства (ОУ) и радиационного тепловыделения как в самих образцах, так и в материалах устройства. Следовательно, для повышения точности расчёта температуры облучаемых образцов актуальна задача снижения неопределённостей расчётных оценок радиационного тепловыделения в ОУ.

Авторы доклада поставили задачу провести исследования с целью уточнения методики расчёта радиационного тепловыделения в реакторе БОР-60 с помощью современных комплексов программ и экспериментальных данных.

Описание эксперимента

Уточнение расчётных методик возможно лишь с использованием экспериментальных данных, полученных в результате выполнения прямых внутриреакторных измерений, напоминают авторы.

Однако проведение такого эксперимента требует длительного планирования, разработки и создания специального экспериментального устройства (ЭУ), а также значительных затрат материальных ресурсов и реакторного времени.

Единственной ячейкой БОР-60, в которой возможно осуществить эксперимент с выводом информации, является ячейка Д23. Однако спрос на облучение в этой ячейке существует на годы вперёд. Таким образом, проведение специального эксперимента по определению радиационного тепловыделения затруднительно.

По этой причине авторы доклада предложили использовать данные проведенного в 1977 году уникального эксперимента по определению радиационного тепловыделения в активной зоне БОР-60. Этот эксперимент описан в препринте НИИАР-6 (414) за 1980 год.

Рис.1. Картограмма активной зоны реактора БОР-60 на момент проведения измерений.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Определение радиационного тепловыделения производилось в образцах из меди (Z=29) с помощью методов радиационной калориметрии. Выбор меди был обусловлен тем, что атомные номера компонентов большинства испытываемых конструкционных материалов находятся в диапазоне (20-40).

Для проведения измерений использовалось экспериментальное устройство, состоящее из 11 калориметров, 9 из которых располагались в центральной плоскости активной зоны (ЦПАЗ) для получения информации о радиальном распределении тепловыделения в пределах ячейки как показано на Рис.2.

Рис.2. Схема расположения калориметров в ЭУ на уровне ЦПАЗ.

Оставшиеся два калориметра №1 и 11 размещены на центральной оси ЭУ аналогично калориметру №4 на границе активной зоны и торцевых зон воспроизводства для получения информации об аксиальном распределении тепловыделения (калориметр №1 - в верхней части ЭУ, а 11 - в нижней).

Была проведена серия измерений по определению радиального и аксиального профиля распределения радиационного тепловыделения путем имитации расположения ячейки Д23 в 4, 6 и 7 рядах реактора.

При этом положение ЭУ оставалось неизменным, а активная зона реактора смещалась относительно устройства, что достигалось взаимной перестановкой ТВС с одной стороны зоны и сборок бокового экрана с другой стороны.

Поскольку съём тепла с ТВС, размещаемых в 6-7 рядах активной зоны БОР-60, является ограниченным из-за подачи в этих случаях теплоносителя в рабочие ТВС из камеры низкого давления (КНД), то измерения проводились на уровнях мощности реактора ниже номинального, а именно - 10, 15 и 20 МВт. Однако затем результаты всех проведённых измерений приводились к номинальной тепловой мощности реактора тех лет, равной 40 МВт.

Погрешность измерений радиационного тепловыделения оценивалась величиной ±(6-7)%.

Комплексы программ и расчётные модели

Расчёт тепловыделения производился по программе MCU-RR с использованием подмодуля PNDOUS.

Комплекс программ MCU-RR предназначен для расчёта НФХ ядерных реакторов и подкритических систем методом Монте-Карло в произвольной трёхмерной геометрии с детальным учётом энергетической зависимости сечений взаимодействия нейтронов и гамма-квантов с веществом.

Результаты расчёта по MCU-RR показали хорошее совпадение с данными различных экспериментальных исследований в активной зоне реактора БОР-60 и за её пределами - в боковом экране, малой поворотной пробке, горизонтальных каналах, биологической защите.

Изменение нуклидного состава топлива рассчитывалось по программе AFPA с использованием общедоступной базы данных TORI, которая содержит информацию о постоянных распада различных нуклидов, энергиях и интенсивностях испускаемых гамма-квантов и другие данные.

Для проведения расчётных исследований была создана трёхмерная гомогенная модель реактора БОР-60, соответствующая состоянию реактора на момент проведения измерений. Модель состоит из набора шестигранных призм размером "под ключ" 45 мм, с различными по высоте зонами: активная часть, зоны воспроизводства и т.д.

Внутри каждой такой зоны находится гомогенная смесь топлива (для топливных сборок), поглотителя (для стержней СУЗ), стали, теплоносителя и/или других материалов, с плотностями, соответствующими плотностям перечисленных материалов в реальных сборках.

ЭУ размещено в ячейке Д23. Геометрия и состав экспериментального устройства описаны детально - отдельно выделены медные детекторы и оболочки калориметров, чехол ЭУ и т.д. Расположение калориметров внутри ЭУ в расчётной модели соответствовало реальному. Материал проводов термопар гомогенно замешивался в зону моделирующую теплоноситель.

Погрешность расчётных значений, обусловленная погрешностью ядерных констант и неточностями расчётной модели (гомогенное приближение, неточности изотопного состава выгоревшего топлива в ТВС и поглотителя в органах СУЗ) оценивается величиной ±(3-5)%.

Сравнение расчётных и экспериментальных данных

При сравнении расчётных и экспериментальных значений радиационного тепловыделения авторы использовали данные от семи калориметров. Результаты, полученные с помощью калориметров 3, 9, 10, 11, были ранее признаны ненадёжными и исключены из анализа.

Выполненное сравнение показало, что полученные с помощью кода MCU-RR расчётные значения радиационного тепловыделения значительно отличаются от экспериментальных. Расхождения лежат в диапазоне -(27-38)%, а среднее значение составляет -34%. Это намного превышает погрешности, допущенные при проведении экспериментальных исследований. В таком случае необходимо говорить о систематическом занижении результатов, получаемых при выполнении расчётов радиационного тепловыделения в образцах из меди.

Коды прецизионного класса, такие как MCU-RR, по праву считаются наиболее надёжными для моделирования переноса излучения и широко используются для расчёта нейтронно-физических характеристик реакторов.

Вместе с тем, известно, что при расчёте стационарного состояния такие коды, как MCU-RR и MCNP, не учитывают запаздывающее гамма-излучение от образующихся осколков деления.

Известно, что при делении ядер урана и плутония в виде мгновенного гамма-излучения выделяется 7-8 МэВ, а в виде запаздывающего - 6-7 МэВ. Таким образом, гамма-кванты, испускаемые осколками деления, должны вносить существенный вклад в радиационное тепловыделение.

Доля гамма-составляющей Q_γ в суммарном радиационном тепловыделении для большинства конструкционных материалов является определяющей (более 90%). В связи с этим, необходимо оценить вклад запаздывающих гамма-квантов в гамма-составляющую радиационного тепловыделения.

Составляющая от гамма-квантов, возникающих при активации нейтронами конструкционных материалов, в данном случае не учитывалась в виду её меньшей значимости по сравнению с гамма-излучением, испускаемым продуктами деления ядер топливной композиции в активной зоне реактора.

Оценка вклада запаздывающих гамма-квантов в радиационное тепловыделение

Для того чтобы оценить вклад в Q_γ запаздывающих гамма-квантов, испускаемых продуктами деления, были проведены дополнительные расчётные исследования.

На первом этапе были определены НФХ в ТВС реактора при работе на мощности 20 МВт. Для каждой ТВС были получены значения плотности потока нейтронов, а также 26-групповые спектры нейтронов (группы БНАБ).

Для дальнейших расчетов были получены:

- усреднённый по активной зоне спектр нейтронов (Рис.3);

- среднее по активной зоне значение плотности потока нейтронов, которое составило 8,65×10¹⁴ см^-2с^-1.

Рис.3. Средний по активной зоне реактора БОР-60 спектр нейтронов.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Полученные результаты авторы использовали в качестве исходных данных для проведения следующего этапа расчёта - определения нуклидного состава облучённого топлива в активной зоне реактора, спектральных и интегральных характеристик запаздывающего гамма-излучения продуктов деления ядер топливной композиции во время работы реактора на мощности.

Расчёт проводился по программе AFPA. Для проведения оценочного расчёта использовался усреднённый по активной зоне состав топливной композиции (с учётом выгорания). Изменение нуклидного состава сырьевого материала в воспроизводящих экранах реактора БОР-60 не учитывалось.

В результате проведенного расчёта были получены:

- значения активности различных продуктов деления;

- значения интенсивности гамма-излучения продуктов деления для различных времён работы реактора на мощности (Рис.4);

- усреднённый по активной зоне энергетический спектр (7 групп) гамма-квантов, испускаемых осколками деления.

Рис 4. Зависимость интенсивности запаздывающего гамма-излучения в активной зоне от времени (при работе на мощности - W=20 МВт и после остановки - W=0 МВт).
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра.

Из рисунка видно, что уже после двух суток работы реактора на мощности 20 МВт интенсивность запаздывающего гамма-излучения в активной зоне можно приближённо считать постоянной и равной (4,0±0,2)×10¹⁸ с^-1.

Затем с помощью кода MCU-RR были проведены расчёты радиационного тепловыделения от запаздывающего гамма-излучения в медных детекторах. Моделировался фиксированный источник гамма-квантов с энергетическим спектром, полученным по программе AFPA, и распределённый по активной зоне реактора пропорционально плотности потока нейтронов.

Полученные расчётные значения тепловыделения, как и экспериментальные, нормировались на тепловую мощность реактора 40 МВт.

В конечном итоге, авторы доклада определили уточнённые расчётные значения радиационного тепловыделения для семи калориметров с учётом запаздывающего гамма-излучения.

Сравнения с экспериментальными данными показали хорошую степень согласованности. Среднее отклонение расчётных значений от экспериментальных данных составило 7%, что вполне укладывается в суммарную погрешность расчета и эксперимента 9-12%.

Таким образом, можно заключить, что обнаруженные ранее существенные расхождения результатов эксперимента и расчёта с помощью прецизионного кода MCU-RR в основном являются результатом пренебрежения запаздывающим гамма-излучением продуктов деления.

Авторы доклада делают вывод о необходимости внесения уточнений в методику расчётного определения радиационного тепловыделения для планирования облучения каких-либо материалов в БОР-60. А для целей оперативного планирования они предлагают ввести корректировочный множитель для Q_γ.

Предложенная методика расчётного определения радиационного тепловыделения позволит уменьшить ранее наблюдавшиеся расхождения между результатами расчётов температур и данными различных экспериментов на реакторе БОР-60.

Ключевые слова: Быстрые натриевые реакторы, Исследовательские реакторы, Нейтронно-физические расчёты реакторов, НИИАР, Игорь Жемков

---

Другие новости:

"Росатом" проявляет интерес к словацкой энергетике - чешские СМИ

Россияне могут выкупить чешскую долю в компании, созданной для строительства новых блоков.

ОАО МЦОУ выполнило обязательства перед Украиной

Первый импорт УОК из Украины МЦОУ осуществило в сентябре 2012 года.

"Росатом" готов участвовать в приватизации украинского "Турбоатома" - Кириенко

Одно из предложений заключалось в том, что мы готовы к полной интеграции.

---

---

---

---

Поиск по сайту: